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690合金是现役民用核电站蒸汽发生器换热管用材料，蒸汽发生器是核电站一级部件。我国能源缺口很大，需要大力发展核电，对这种镍基合金的需求量很大，而至今我国核电站蒸汽发生器换热管材全部依赖进口。为了我国战略安全，需要自行研制690合金。本论文设计了同种热处理温度不同热处理时间、不同热处理温度相同热处理时间的时效热处理的690合金的晶间腐蚀、应力腐蚀、点蚀研究方案，对690合金的热处理制度与其耐蚀性能的相关性进行了研究，同时探讨了690合金的耐蚀性机理研究。采用电化学动电位双环再活化法（DL-EPR）、硝酸煮沸法、动电位电化学阻抗法（DEIS）对690合金进行耐晶间腐蚀性能研究，并用金相显微镜（OM）、扫描电镜（SEM）对腐蚀后的试样形貌进行观察，在所研究的热处理时间和温度范围内，690合金随着时效热处理时间的延长或温度的升高，其耐晶间腐蚀性能会迅速增强，当热处理时间或热处理温度达到一定值时，耐晶间腐蚀性能达到最高，不再随着热处理时间或温度的升高而增加。筛选出的耐晶间腐蚀性能优良的690合金热处理制度为1090℃固溶处理2min，然后在715℃处理10h或在750℃处理2h。采用慢应变速率拉伸试验法（SSRT）对690合金进行耐应力腐蚀开裂研究，690合金在室温空气中拉伸为韧性断裂，而在沸腾的42%MgCl2＋2%PbCl2溶液中拉伸试样仍为韧性断裂，在此介质中拉伸试样断裂是由许多裂纹共同作用，最终一条或几条裂纹发展并使试样断裂，断口与拉伸方向成45°角。690合金试样在介质中的抗拉强度和屈服强度与在空气中相比有少量下降，耐应力腐蚀性能与热处理制度关系不大。采用电化学法对690合金耐点蚀性能进行了研究，715℃热处理15h以上（15～50h）试样的耐点蚀性能好，热处理2h试样的耐点蚀性能随着热处理温度（650℃～850℃）的升高而逐渐上升，而热处理10h试样的耐点蚀性能受热处理温度（650℃～850℃）的影响不大。通过用透射电子显微镜（TEM）、X射线光电子能谱仪（XPS）和电化学仪对690合金的内部结构、成分和表面钝化膜成分、结构进行了研究。得出690合金晶界处产生碳化物Cr23C6，随着热处理温度的升高（650℃～850℃），碳化物形状由细长、连续变得粗大、不连续，晶界附近的贫铬现象逐渐消失。试样中存在较多的孪晶和滑移带。由Mott-Schottky（莫特-肖特基）曲线以及XPS结果得出：不同热处理的690合金试样在50℃的2mol/L H2SO4＋0.001mol/L KSCN溶液中Mott-Schottky曲线中线性段的斜率发生转变电位都为0.08V和0.60V。试样表面有双层半导体膜，负于0.08V表面膜是较稳定的n型半导体α-FeOOH，0.08V～0.60V间可能是不稳定的n型半导体γ-FeOOH，正于0.60V是p型半导体为Cr2O3或CrO2。同时随着时效热处理时间的增加（0～50h），钝化膜的空间电荷层电容CSC先变小，当达到20h后又变大，说明在715℃下时效热处理10～15h的690合金表面钝化膜更致密，耐蚀性能更好；随着时效热处理温度（650℃～850℃）的升高，钝化膜的空间电荷层电容CSC变小，表面钝化膜变得致密，耐腐蚀能力增强，当达到715℃处理10h或750℃处理2h时，耐腐蚀性能优良。