核电Inconel690管材挤压模拟与实验研究

进入21世纪后，能源供需形势不断恶化，能源短缺和环境问题成为全球能源问题的主题，而发展新能源核电正是解决这些问题的最有效方法。上世纪70年代以前，国际上普遍采用Inconel600合金作为压水堆核电站蒸汽发生器传热管材用材料。但1970年有一传热管损坏，使蒸发器发生了致命缺陷。经Tatone的系统研究发现，应力腐蚀开裂是蒸发器传热管损坏的最重要原因。经大量对比分析研究发现，Inconel690合金可以取代Inconel600合金。
Inconel690合金是一种含30%Cr的奥氏体型镍基耐蚀合金，在含氯化物和氢氧化钠的溶液中具有比Inconel600、Incoloy800和304不锈钢更优异的抗应力腐蚀开裂能力，此外还具有高强度、良好的冶金稳定性和优良的加工特性和良好的焊接性能，这些都为此合金在核电管材方面的应用提供了有利的条件。
国内对Inconel690管材加工工艺的研究基本上处于起步状态，研究人员对核电Inconel690管材挤压进行了模拟与实验研究。研究结果如下：通过热加工图确定了Inconel690材料最佳热加工区域，该区域下的挤压温度T=1200℃，挤压速度V=80mm·s-1。在挤压比λ为6和10均基本满足技术要求的前提下，考虑到工业生产管材挤压时所需挤压力比较大，经数值模拟得出挤压比λ=6时，所需最大挤压力为1580kN；挤压比λ=10时，所需最大挤压力为3550kN。考虑到液压机最大压力为3000kN，选取挤压比6和10的中间值λ=8，经数值模拟得出最大挤压力为2360kN，符合液压机最大压力条件，管材挤压实验的挤压比最终选取为8。（晓红）