摘要：利用U弯样品研究了国产压水堆核电站主管道用锻造态316L不锈钢在330℃NaOH溶液中的应力腐蚀开裂行为。结果表明，浸泡720 h后在样品表面观察到明显的应力腐蚀裂纹，裂纹扩展完全穿透样品厚度。样晶表面生长的氧化膜内层富Fe，中间层高Ni，外层是富含Ni和Fe的分散的颗粒状氧化物，氧化膜缺乏保护性。EBSD和断口观察发现样品主要是沿晶型开裂,断口主要体现冰糖状花样,局部还分布有河流花样和准解理台阶。在应力的作用下，晶界富含Fe和Ni的氧化物的脆性断裂导致应力腐蚀裂纹的扩展。316L不锈钢的脆性断裂机制属于阳极溶解型应力使晶界氧化膜破裂机制。

304L和316L等奥氏体不锈钢，由于具有良好的耐腐蚀性能，而被广泛地用于制造压水堆核电站的关键设备，如堆内构件、蒸汽发生器支撑板控制板和主管道等。其中，主管道是连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和主泵,构成封闭循环系统压力边界的关键设备。目前，我国在建的新一代核电站的主冷却剂管材要求采用锻件,而不是传统的铸件。

关于锻造态的材料在模拟核电环境中的腐蚀行为，目前尚无经验，缺乏基础腐蚀数据。材料成型工艺的改变，势必会对材料的微观结构(如晶粒尺寸，第二相或夹杂物分布)，不同类型晶界数量以及残余应变分布等产生影响，进而影响材料的腐蚀性能。研究°发现，晶粒粗大的镍基600合金在核电高温高压水中的晶间应力腐蚀开裂敏感性要小于晶粒尺寸细小的600合金。304不锈钢在高温高压水中的应力腐蚀开裂实验结果表明，晶间应力腐蚀裂纹萌生于品界硅酸盐和硫化物等非金属夹杂物附近。

Clarke等的实验结果表明，当304不锈钢的塑性变形较低时(5%~20%)，仅敏化的样品表现出较高的应力腐蚀开裂敏感性：而高的塑性变形(>20%)也能导致未敏化的304不锈钢发生应力腐蚀开裂。不锈钢材料在高温碱性溶液中的应力腐蚀开裂行为，文献中已经展开了大量的研究。涉及的开裂机制，目前主要有两种：一种是阳极溶解理论，另外一种是氢致开裂理论。已有文献中报道的碱溶液中的应力腐蚀开裂实验的温度一般不高于280℃。本实验将模拟核电站服役环境温度，采用330℃的高温NaOH溶液，对国产的核电主管道用锻造态316L不锈钢的应力腐蚀开裂行为进行评价，并分析相应的开裂机制，为我国核电关键材料的国产化提供基础数据。

实验中采用U型弯曲样品评价材料的抗应力腐蚀开裂性能。高温浸泡应力腐蚀实验在容积为5L的附有纯Ni内衬的静态高压釜中进行。采用分析纯级别的粒状NaOH与去离子水配制质量分数为4%的NaOH溶液，实验溶液首先在70℃下采用高纯N2连续除氧4h，然后升温至330℃，保温720h。

浸泡实验结束后，采用配有能谱分析系统(EDS)的FEI XL30型环境扫描电子显微镜(ESEM)观察样品的表面及断口形貌。利用EBSD技术表征裂纹扩展路径与样品晶界之间的关系，分析时将样品放大至300倍，步长为1.5μm。采用TSLOIM软件处理实验数据。结果表明：

（1）国产核电主管道用锻造态316L不锈钢在330℃的4%NaOH溶液中浸泡720h后发生了严重的应力腐蚀开裂失效。

（2）样品脆性断裂属于沿晶型应力腐蚀开裂，断口主要体现冰糖状花样，局部分布放射状河流花样与准解离台阶。

（3）在外加应力的作用下，晶界富含Fe和Ni的氧化物的脆性开裂导致应力腐蚀裂纹扩展。316L不锈钢在实验条件下的应力腐蚀开裂机制属于阳极溶解型-应力使晶界氧化膜破裂模式。

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