博一建材讯：压水堆核电站的运行经验表明，蒸汽发生器传热管发生应力腐蚀开裂（SCC）是导致电站停堆的主要因素。通常，压水堆核电站中主要采取两种措施来避免应力腐蚀的发生：一是严格控制电站回路中的水化学条件，将回路中的溶解02、C1-、S042-和Pb等有害物质控制在极低的水平；二是选用更耐应力腐蚀的传热管材料。高温高压应力腐蚀浸泡实验表明：690合金比304不锈钢、800合金和600合金具有更强的抗应力腐蚀性能。因此，在过去的20多年中，690合金被广泛用作压水堆核电站蒸汽发生器的传热管的制备。然而，690合金在苛刻环境下仍易发生应力腐蚀和晶间腐蚀（IGA），且缺乏核电站中690传热管长期运行的数据。从水化学角度来看，世界范围内已有超过30座核电站在二回路中发现了Pb的化合物。因此，Pb被认为是导致600合金和690合金应力腐蚀开裂的原因。然而，Pb致应力腐蚀开裂机理尚不清楚。从材料的角度来看，存在于材料中的夹杂物对材料的力学性能和腐蚀性能具有重要影响。通过扫描断口图像分析，微合金钢中的TiN夹杂物对于解理裂纹的萌生具有重要作用。然而，目前为止，关于690合金管表面TiN夹杂物对690合金在高温高压水溶液中的高温电化学和应力腐蚀行为影响的研究报道仍较少。
研究人员系统表征了690合金管中的TiN夹杂物，并通过高温高压电化学实验和高温高压含Pb溶液中的应力腐蚀浸泡实验研究了TiN夹杂物对690合金管的腐蚀和应力腐蚀行为的影响，为690合金管在高温高压水溶液中可能发生的腐蚀和应力腐蚀模式提供参考。
实验所用的商用690合金管由美国电力研究院（EPRI）提供，其尺寸为：外径19.05mm，壁厚1.09mm。力学性能为：屈服强度303MPa，抗拉强度677MPa，杨氏模量211GPa，泊松比0.289。690合金管中的夹杂物分布、腐蚀产物形貌和应力腐蚀裂纹等均通过带有能谱（EDS）的FEIXL30型场发射扫描电镜（SEM）观察。采用离子减薄的方法制备了690合金管的透射电镜（TEM）试样，然后在FEITecnaiG220型TEM上进行观察。研究结果：
凝固过程中形成的TiN是690合金管中的主要夹杂物，TiN随机分布在奥氏体基体中。
高温高压模拟核电一回路水化学条件下，690合金在高电位下发生二次钝化，且合金中含Ti夹杂物处在高电位下是优先发生腐蚀的位置，生产含Ti氧化物。
在高温高压含Pb碱溶液中，690合金管表面的TiN基体结合处，基体则是优先发生腐蚀的位置。晶界上的TiN夹杂物和基体界面处发生腐蚀后可在晶界上形成应力集中，从而诱导沿晶应力腐蚀开裂的发生。
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