核电用Inconel 690合金管微动磨损损伤机理研究

蒸汽发生器承受高温高压蒸汽作用,其传热管流致振动现角由二次侧向流引起。同时,周期性载荷导致Inconel 690合金管传热管与403SS抗振条存在微动磨损现象,从而使得传热管出现裂纹甚至破裂失效等问题,进而影响核电系统安全运行。采用微动磨损试验机进行Inconel 690合金传热管与403SS抗振条在常温空气和高温空气下不同法向载荷以及位移幅值的摩擦磨损实验,并对Inconel 690合金传热管的表面磨损形貌及氧化成分进行分析,从而揭示蒸汽发生器传热管磨损失效机理。结果表明:在室温空气条件下,随着法向载荷的增大,磨痕表面出现磨屑堆积以及片层剥离,氧化程度逐渐加剧,微动磨损机制以摩擦氧化、磨粒磨损及剥层为主;在高温空气条件下,摩擦力峰值上升,磨痕深度增加且宽度减小,材料表面塑性流动显著,氧化和剥层的程度均有所加深,微动磨损机制以摩擦氧化、剥层为主。

Inconel690管子胀接工艺试验

介绍了Inconel 690管子与SA-508Ⅲ管板液压胀接试验,包括试验的内容以及为满足要求而采用的工艺参数及方法。

固溶处理对Inconel690合金组织影响

通过研究不同固溶温度对Inconel690合金硬度、晶粒度和析出相的影响,以期确定Inconel690合金固溶工艺.研究结果表明:固溶温度对Incone1690合金硬度有比较明显的影响,而对晶粒度影响很大.温度超过 1070℃时,发生晶粒显著长大现象.从理论计算和扫描电镜分析得出 Inconel690合金中（Fe,Cr,Ni）23C6碳化物的完全溶解温度范围为 1070～1090℃.

热轧态Inconel690合金中碳化物的溶解和析出

研究了热轧态690合金中碳化物的溶解和析出行为及其结构,结果表明:在热轧态合金中存在的碳化物多数沿晶界长条状分布,少量呈颗粒状分布于晶内,类型为M_(23)C_6.热轧态合金的晶界和晶内碳化物的完全固溶温度分别为1050℃、1080℃,在低固溶温度下未完全溶解的残余晶界碳化物直接导致后续TT处理晶界不再析出碳化物;将合金完全固溶处理后,在后续TT处理的晶界上会重新析出细小、半连续的碳化物.

300℃氮气中交变载荷条件下Inconel 690合金的微动磨损特性

采用改进后的PLINT高温可控气氛的微动磨损试验机,研究Inconel 690合金在300℃氮气及法向交变载荷条件下的微动磨损机制和动力学特性。结果表明:微动运行行为与激振频率密切相关,微动的F_t-D曲线呈现摩擦力周期波动的平行四边形型特征,微动运行于滑移区。在300℃氮气环境中,摩擦力的动态变化可以分为5个阶段,即跑合阶段、上升阶段、峰值阶段、下降阶段和稳定阶段。Inconel 690合金的微动损伤行为强烈地依赖于载荷、位移幅值、环境温度、气氛及激振频率等试验条件。从表面损伤形貌看,损伤微结构与试验参数密切相关;由于交变法向力和切向力共同作用,微动产生叠加效应,使剥层现象更加突出。在300℃氮气环境下,Inconel 690合金的损伤机理主要表现为磨粒磨损和剥层。

基于加工硬化率的高温合金Inconel 690动态再结晶临界条件

利用Gleeble-3800热模拟实验机,在变形温度为1000~1200℃、应变速率为1~80 s-1条件下进行恒温、恒应变速率的热压缩实验,测试了高温合金Inconel 690(IN690)的真应力—应变曲线。采用加工硬化率方法,研究了Inconel 690高温合金的动态再结晶临界条件,并引入Zener-Hollomn参数建立了材料的临界应变、临界应力、峰值应变和稳态应变的模型。采用加工硬化率方法确定的动态再结晶发生的临界应变值与Sellars提出的经验模型相吻合。

Inconel 690合金高温微动磨损特性研究

采用SRVⅣ高精度微动磨损试验机研究核电材料Inconel 690合金的高温微动磨损行为和机制.结果表明:温度升高使摩擦系数和磨损量逐渐减小;温度升高至270℃,微动区域特性由完全滑移区转变为部分滑移区;室温下,由剥层造成的表面磨损占主导地位,随着温度的升高,疲劳裂纹的萌生和扩展为微动的主要破坏机制.摩擦氧化主要发生在滑移区,中心黏着区相对很少.在部分滑移区,疲劳裂纹萌生在黏着区与微滑区交界处.室温下亚表层更易出现剥层,高温下更易形成压实的氧化层.

Inconel 690镍基合金平衡相的热力学计算和实验分析

采用Thermo-Calc软件研究了经1 t真空感应炉+电渣重熔工艺冶炼的典型Inconel 690镍基合金(%:0.015C、29.42Cr、9.10Fe、0.26Ti、0.16Al)的平衡相析出规律,以及合金成分对M_(23)C_6相析出行为的影响。通过扫描电镜、透射电镜、选区电子衍射和X-射线能谱法对固溶和敏化处理的Inconel 690合金的组织进行了实验分析。结果表明,Inconel 690镍基合金平衡态析出相主要为M_(23)C_6和M(CN);当固溶温度≥1000℃时,M_(23)C_6完全溶解。计算结果指出,合金中碳含量对M_(23)C_6析出量的影响最大。

Inconel 690合金的高温拉伸变形行为

采用Gleeble-3800型热模拟试验机研究了Inconel 690镍基合金在1000～1250℃、应变速率为0.1～10s^(-1)条件下的高温拉伸变形行为,获得了流变应力和断裂特征随变形温度和应变速率的变化规律。结果表明:该合金在高温拉伸变形中的流变应力随变形温度的升高而减小,随应变速率的增大而增大,1100～1250℃是其较佳的塑性变形区;合金的高温拉伸变形流变应力可用双曲正弦形式的本构方程来描述,其变形激活能为654.7kJ·mol^(-1);随着变形温度的升高和应变速率的增大,合金的断裂机制由微孔聚集型断裂向沿晶断裂转变。

国外关于蒸汽发生器传热管用Inconel 690合金研究现状

详细介绍了Inconel 6 90合金管材的特性 ,包括成分特点、物理性能、机械性能、焊接性能、组织稳定性、在各种介质中的耐蚀性及适用技术条件。评述了国外Inconel 6 90合金历年的成分演变情况及各组成元素的作用 ,特别补充介绍了一定量的氮对Inconel 6 90合金晶粒控制及减少晶界贫铬 ,提高晶间应力腐蚀开裂抗力的可能良好影响。给出了Inconel6 90合金的制造工艺 ,包括冶炼、加工及热处理工艺的参数。着重评述了Inconel 6 90合金在固溶处理和TT处理过程中碳化物的溶解和析出规律及其对使用性能的影响。简要介绍了国外关于Inconel 6

Inconel 690合金的固溶处理制度

研究了1050～1200℃固溶处理对Inconel 690合金微观组织的影响。结果表明:固溶温度对合金微观组织的影响比较大,当固溶温度为1050℃时,晶粒由初始约10μm长大到19μm,当温度超过1125℃时,晶粒长大速度加快,当温度达到1150℃时,晶粒迅速长大到66.1μm。合金中的富铬碳化物含量随固溶温度的升高而逐渐减少,在1125～1150℃进行固溶处理时,碳化物全部溶解。由公式计算,结合扫描电镜结果,确定出合金中富铬碳化物的完全溶解温度为1136℃左右。

接触应力和高温环境对Inconel 690合金微动疲劳寿命的影响

核电设备中的蒸气发生器传热管材料Inconel 690合金在高温高压力下易发生微动而影响其使用寿命。在Instron 8850动态疲劳试验机上采用自制的微动疲劳装置,研究了Inconel 690合金钢与同种材料对摩时的微动疲劳特性,重点考察了接触应力与环境温度对其微动疲劳寿命的影响。结果表明:当接触应力较小时,微动桥压块与试件表面间有相对滑动,微动运行于滑移区,且微动疲劳寿命随接触应力的增加快速下降;当接触应力超过80 MPa后,微动运行于混合区,当接触应力在120 MPa左右时微动疲劳寿命达到最低值;而随着接触应力的继续增大,微动由混合区向部分滑移区转变,疲劳寿命呈上升趋势;环境温度的升高加速了微动接触界面的氧化并可导致疲劳寿命下降;当温度超过300℃时,微动疲劳寿命接近最低值且不再随环境温度的增加而发生明显下降。

镍基690合金管子与管板焊接技术

用试验方法研究了AP1000核电站蒸汽发生器镍基690合金管子与管板焊缝焊接工艺.采用全位置自动钨极惰性气体保护焊方法焊接,以95%Ar+5%H2作为焊接保护气体,对每条焊缝的焊接参数分区段设置并采用单层单道自熔焊接工艺,获得了满意的焊接接头质量.对使用不同焊接保护气体、不同焊接热输入焊接的管子管板焊缝截面进行宏观和微观检验.结果表明:焊接电参数相同,焊接保护气体不同,获得的有效焊喉尺寸不同;增大焊接热输入,会使管子管板焊缝根部发生裂纹的概率明显增大.

Inconel 690合金高速热变形过程中动态再结晶机理研究

采用Gleeble-3800热模拟实验机,对Inconel 690合金的高速热变形机理及微观组织演变机制进行了研究。试验中采用的变形温度为1 000~1 200℃,真应变为0.9,变形速率为50 s-1。利用光学显微镜OP、电子背散射衍射EBSD和透射电镜TEM研究了Inconel 690合金在高速热变形过程中组织演变的特点及动态再结晶机制。结果表明:Inconel 690合金动态再结晶的晶粒尺寸随温度的升高和应变速率的降低而增大;其动态再结晶机制主要为亚晶直接转变为晶粒不连续动态再结晶(DDRX)。

热等静压对Inconel 690合金堆焊层腐蚀行为的影响

采用TIG焊在不锈钢表面堆焊Inconel 690合金,并取部分试件在压强150 MPa,温度为1 120℃的条件下热等静压(HIP)处理2h。借助于金相显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)观察了HIP处理前后Inconel 690合金堆焊层的组织以及浸泡腐蚀后的微观形貌;并通过浸泡腐蚀试验、极化曲线和电化学阻抗谱,研究了HIP对堆焊层在含Cl-溶液中腐蚀行为的影响。结果表明:HIP处理后堆焊层内部晶界处析出大量碳化物(Cr23C6),致使其在腐蚀液中由先前的点蚀转变为了晶间腐蚀;HIP处理后堆焊层的耐蚀性变差,其腐蚀速率约为HIP处理前的2.3倍。

钛含量对Inconel 690镍基合金力学性能的影响

研究了Ti含量(0.35%～1.10%)对Inconel 690镍基合金(%:0.034～0.036C、29.40～29.68Cr、9.11～9.22Fe、0.34～0.36A1、0.004 4～0.004 5N)950～1 100℃水冷+715℃15～100 h空冷后的室温和350℃的组织和力学性能。结果表明,含1.10%Ti合金的强度(R_m和R_(p0.2))较含0.35%～0.70%Ti合金的强度高200～400 MPa,强度提高的主要原因为715℃时效后1.10%Ti合金析出3.70%～3.99%γ′强化相,而0.35%～0.70%Ti合金715℃时效后γ′强化相析出量仅为0～0.53%。

Inconel690合金管镀铬层激光处理工艺研究

采用电镀铬+激光熔凝表面改性方法对Inconel 690合金管进行表面处理,获得激光熔凝层。研究了激光功率和扫描速度对熔凝层微观结构和形貌的影响,进而得到了对Inconel690合金镀铬层进行CO2激光熔凝处理的最佳工艺参数。

热处理对Inconel690合金晶粒变化和晶界析出物的影响

研究Inconel690合金在不同的热处理条件下晶粒大小和晶界析出物。结果表明:当固溶处理温度低于1100℃时,晶粒尺寸变化不大,当温度超过1150℃时,晶粒开始显著长大,建议固溶处理应在1100℃以下。Inconel690合金经固溶处理和特殊热处理(TT处理)后,晶界的主要析出物和沉淀物为Ti(C,N)和M23C6,析出物尺寸随热处理温度的升高而增大,分布的形态主要呈断续和半连续状。

传热管用Inconel 690合金概述

针对目前使用最为广泛的第三代Inconel690合金传热管,通过对其化学成分、物理常量、机械性能、耐腐蚀性四个方面的概述,能够基础性的理解该合金,为今后在进口核安全设备—Inconel690合金传热管的审评过程中起到一定的作用。

INCONEL690镍基合金带极电渣堆焊工艺研究

通过试验研究,确定了SA-508Gr.3CL.2管板采用INCONEL690镍基合金进行带极电渣堆焊的焊接工艺方案,各项试验数据均满足产品制造技术条件要求,说明INCONEL690镍基合金电渣堆焊工艺能满足第三代核电技术蒸汽发生器管板的堆焊要求。