N06690/No6690化学成分圆饼、环坯、环形件
Inconel690介绍：Inconel690是一种适用于压水堆核电站燃气蒸汽锅炉热传导管原材料的合金，是燃气蒸汽锅炉的关键技术。N06690/No6690
Inconel690介绍：
Inconel690是一种适用于压水堆核电站燃气蒸汽锅炉热传导管原材料的合金，是燃气蒸汽锅炉的关键技术。
N06690/No6690化学成分： 碳C：≤0.050，铬Cr：27~37，镍Ni：基，铁Fe：7~11，锰Mn：≤0.50，硅Si：≤0.50，磷P：≤0.02，硫 S：≤0.015， 铜Cu：≤0.5。
镍基合金GH4141执行标准介绍：
GB/T 14992 高温合金和金属间化合物高温材料的分类和牌号
GJB 2456 航天用GH4141高温合金热轧棒材规范
HB/Z 140航空用高温合金热处理工艺
Q/3B 4060 GH141合金棒材
Q/3B 4063 GH141合金冷轧带材
Q/5B 4027 GH141合金圆饼、环坯、环形件
辽新7-0073 GH141合金锻制棒材
辽新7-0099 高温紧固件用GH141合金冷拉棒材
辽新7-0077 航天用GH141合金热轧棒材技术条件
Q/GYB 05023 航天用GH4141合金模锻件
Q/GYB 05028 焊接用HGH4141合金冷拉丝材
62ni-28cr-10fe的主要特点是具备良好的耐蚀性和耐热性。
690合金具有优异的抗晶间腐蚀和晶间应力腐蚀开裂性能，主要用作压水堆核电站蒸汽发生器的传热管材料。压水堆核电站蒸汽发生器传热管的材料经历了一个发展过程，包括304奥氏体不锈钢、600合金、800合金和690合金。600合金在役腐蚀失效表明，晶间腐蚀和晶间应力腐蚀开裂是主要问题。690合金作为压水堆核电站蒸汽发生器的传热管材料，自20世纪90年代投入使用以来，未发现损坏。
特点:镍基高温合金Inconel 690具有优良的耐腐蚀性和热稳定性。
用途:在航空、航海、核工业中有广阔的应用前景，已应用于压水堆蒸汽发生器。
规格:锻件、棒材、板材、带材、圆环、线材、螺栓、弹簧等。协商供货，并可根据客户要求生产。
Inconel690合金管件规格和管件压力等级，不同材质的管件、弯头、三通中的重要元素成分，原始状态的奥氏体晶粒非常细小，随着保温时间的延长，晶粒明显长大，晶界数量减少，出现较多的孪晶，有些甚至贯穿整个晶粒。随着保温时间的延长，位错密度降低，晶界迁移率增加，晶粒生长速度加快。这为夹杂物的晶界富集和晶界元素含量的增加提供了条件。碳和氮化物及其在奥氏体中的固溶不仅可以细化晶粒，还可以钉扎晶界和位错的运动。
化学成分：
镍基690合金化学成分(质量百分比)：
物理性能
退火处理态690合金的物理性能和力学性能：
独特特性
690合金具备良好的应力腐蚀和晶间晶间腐蚀裂开工作能力，适用于压水堆核电站燃气蒸汽锅炉热传导管原材料。压水堆核电站燃气蒸汽锅炉热传导管原材料通过304低合金钢、600合金、800合金、690合金等发展趋势全过程。对600合金服务项目中浸蚀无效的研究表明，应力腐蚀和晶间晶间腐蚀裂开是关键问题。690合金做为压水堆核电站燃气蒸汽锅炉热传导管原材料，自20世际90时代交付使用至今并未发觉毁坏汇报。
在中国运作的压水堆核电站发电机组中，仅有秦山一期选用800合金，秦山二期采用690合金做为燃气蒸汽锅炉热传导管原材料。大部分新建和整体规划中的压水堆核电站也应用690合金做为燃气蒸汽锅炉的热传导管原材料。殊不知，在中国运作的压水堆核电站中采用的690合金管通常是在海外选购的。海外生产制造690合金管的企业主要包含法国Valinox、瑞典Sandvik和日本住户。中国有兴趣爱好生产制造和生产690合金管的企业有立
械设备专业技术人员将宝钢国内690合金U型管渐渐地透过防城港核电1号机组1号燃气蒸汽锅炉的“心血管”，完成了中国核电机组自核电厂690合金U型管国内生产制造的至今初次取得成功安装应用。这意味着中国核电蒸汽发生器核心初次发生“中国生产制造”。
INCONEL 690是一种综合性能优良的单相奥 氏体镇基耐蚀合金，在含氯化物溶液和氢氧化钠 溶液中不仅具有比INCONEL 600、304不镑钢更为 优良的抗腐蚀开裂能力，还具有髙强度、良好冶 金稳定性和加工特性，特别是在各种高温水中， INCONEL 690显示了低腐蚀速率，表现出优异的 抗应力腐蚀开裂能力[1_2]，因而被广泛应用于第三代先进压水堆核岛主设备关键部位堆焊及焊接[3_4],如反应堆压力容器和蒸汽发生器进出口接 管预堆边及其与安全端对接焊缝、蒸汽发生器和 余热排出热交换器管板堆焊等，均优先选择INCONEL 690镍基合金焊接材料。
在这些核岛主 设备关键部位的堆焊和焊接中，因INCONEL 690 镇基焊丝焊接质量和焊缝纯净度最为理想，故核岛主设备关键部位的堆焊和焊接均优先选用INCONEL 690 镍基焊丝[5] 0
第三代先进压水堆核岛主设备关键部位焊接 使用INCONEL 690镍基焊丝进行焊接时，因不同 焊接部位的结构和焊接工况不同，需要采用不同 的焊接工艺。如蒸汽发生器和余热排出热交换器 管板堆焊，因其焊接工作量大，需采用焊接效率 较高的热丝TIG堆焊工艺；对于接管隔离层焊接， 因其对焊缝的室温、高温强度要求苛刻，需采用 既满足强度要求又有较高效率的自动TIG堆焊工 艺；对于接管与安全端异种钢对接，为适用接管 与安全端焊接工位固定，同时保证异种钢窄间隙 焊缝焊接质量，设计采用了带脉冲的全位置TIG焊 工艺；当上述各种位置的焊缝存在微小缺陷需要 去除缺陷进行焊接返修时，针对微小缺陷去除后的返修，又采用了手工TIG焊工艺。
本文针对核岛主设备INCONEL 690镍基焊丝 采用的不同TIG焊工艺，研究INCONEL 690镍基 焊丝在不同焊接工艺下其焊接工艺和焊接热输入 对焊缝熔敷金属拉伸强度的影响。
1试验材料及方
1.1试验材料试板材料采用带镍基隔离层的SA-508 Gr. 3 Cl. 2优化钢锻件，试板厚度30 mm;焊接材料采 用由美国 SPECIAL METALS Welding Products Company (简称SMC )公司生产的同一批号的INCONEL 690镍基焊丝（焊丝型号：ERNiCrFe - 7A，焊材牌号：INCONEL Filler Metal 52M)，焊丝 规格以.2或而.9，焊丝化学成分见表1。
1.2试验方法试验采用不同TIG焊工艺（对应的具体焊接参 数见表2)，对SMC公司提供的INCONEL 690镍基 焊丝进行坡口焊焊接坡口焊缝试件示意见图1，在 无损检验合格区域对焊态未稀释熔敷金属进行室 温和高温(350 1)拉伸试验，未稀释溶敷金属室温 和高温拉伸试验分别依据标准AWS B4. 0M -2000 和 ASTM E21 -1998 执行。
