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摘要
Inconel690镍基合金因其优异的抗晶间腐蚀能力而常应用于压水堆核电蒸汽发生器的管板堆焊隔离层。采用热丝TIG堆焊的方法在核电用SA508Gr.3Cl.2低合金钢表面堆焊Inconel 690镍基合金隔离层,并在焊后进行等温热处理以消除残余应力。采用OM、SEM、XRD对堆焊层和基体金属进行了组织表征,并对堆焊层和母材进行冲击韧性、硬度及拉伸性能进行测试和分析。研究结果表明,堆焊层组织在室温下的抗拉强度达到541.4 MPa,断后伸长率达到39.89%,基体低碳钢的抗拉强度为687.3 MPa,伸长率为20.8%。通过显微硬度测试得出堆焊层奥氏体组织平均硬度为140.8 HV,低于母材的159.5 HV。Inconel690堆焊层晶界附近析出的M23C6、NbC以及Ti C等碳化物相可对晶界产生钉扎作用,其在界面上的分布状态对提升堆焊层的高温力学性能和服役安全具有重要意义。
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