中科院发现PAA可提升核电站传热管耐蚀性，助力设备长期稳定运行
中科院发现PAA可提升核电站传热管耐蚀性，助力设备长期稳定运行
【导读】在核电站安全运行中，蒸汽发生器（SG）的传热管材料性能至关重要。中国科学院金属研究所团队最新研究发现，聚丙烯酸（PAA）作为分散剂不仅能够有效减少传热管表面的腐蚀产物沉积，还能显著提升镍基690合金的耐蚀性，为核电站关键设备的长期稳定运行提供了新的技术保障。
镍基690合金（Inconel 690, Ni-30Cr-10Fe）因其优异的抗应力腐蚀开裂（SCC）性能，自上世纪70年代以来被广泛应用于压水堆（PWR）蒸汽发生器（SG）的传热管。然而，在实际运行中，690合金在SG二次侧常出现点蚀和凹蚀等局部腐蚀现象，这主要归因于SG中碳钢部件腐蚀产物在传热管表面的沉积。为解决这一问题，近年来业内提出使用聚丙烯酸（PAA）作为分散剂。然而，PAA与SG结构材料之间的相容性尚未完全明确。
近日，中国科学院金属研究所相关团队在前期研究PAA与800合金传热管交互机制的基础上，进一步探讨了PAA对690合金在SG条件下腐蚀行为的影响。研究发现，在SG环境下，PAA能够显著提高690合金的耐蚀性，表明二者具有良好的相容性。相关研究结果发表在材料领域知名期刊《Journal of Materials Science & Technology》上。
研究发现
在模拟SG功率运行环境下PAA添加实验中，研究人员发现，PAA的加入显著减少了690合金表面氧化物颗粒的沉积，展现了其优异的阻垢性能（图1）。此外，通过氧化膜截面EDS分析，研究发现PAA能够提高690合金内层氧化膜中的Cr含量，同时降低Fe含量（图2）。内层Cr含量的增加被认为是提高氧化膜抗氧化性能的关键因素。然而，当PAA浓度达到500 ppb及以上时，氧向基体的渗入现象显著加剧（图2），可能对合金的抗SCC性能产生不利影响。
进一步的高分辨透射电子显微镜（HRTEM）分析显示，PAA的存在导致690合金内层氧化膜从多晶态转变为非晶态，这种转变被认为是耐蚀性能提升的另一重要原因（图3至图6）。此外，研究还发现，加入PAA后，690合金内层氧化膜的厚度显著减小，其中250 ppb PAA浓度条件下形成的内层氧化膜最薄，对应的腐蚀速率最低（图7）。
图1.不同PAA添加量下690合金截面氧化膜的STEM-HAADF图像：(a)无PAA；(b) 250 ppb；(c) 500 ppb；(d) 750 ppb；
图2.不同PAA添加量下690合金截面氧化膜EDS面扫和线扫结果：(a)无PAA；(b) 250 ppb；(c) 500 ppb；(d) 750 ppb
图3.无PAA下690合金截面氧化膜的TEM/HRTEM图像，以及相应的FFT图案
图4. 250 ppb PAA下690合金截面氧化膜的TEM/HRTEM图像，以及相应的FFT图案
图5. 500 ppb PAA下690合金截面氧化膜的TEM/HRTEM图像，以及相应的FFT图案
图6. 750 ppb PAA下690合金截面氧化膜的TEM/HRTEM图像，以及相应的FFT图案
图7.不同PAA添加量下690合金内层氧化膜的厚度。
结论
本研究明确了PAA与690合金在高温水环境下的良好相容性，并确定250 ppb为PAA的最佳添加浓度，这为实现PAA在PWR二回路中的工业应用奠定了重要基础。