核用锻造态316L不锈钢在330℃碱溶液中应力腐蚀开裂-金属学报.PDF

第35 卷 第3 期 中国腐蚀与防护学报 Vol.35 No.3 2015 年6 月 Journal of Chinese Society for Corrosion and Protection Jun. 2015 核用锻造态316L 不锈钢在330 ℃碱溶液中应 力腐蚀开裂行为研究 1 1,2 1 1 1 张志明 彭青娇 王俭秋 韩恩厚 柯 伟 1. 中国科学院金属研究所 中国科学院核用结构材料与安全性评价重点实验室 辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室 沈阳 110016; 2. 中联重工科技发展股份有限公司 长沙410007 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 品表面生长的氧化膜内层富Fe ，中间层富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。 关键词：316L 不锈钢 高温高压 NaOH 应力腐蚀开裂 中图分类号：TG 172.82 文献标识码：A 文章编号：1005-4537(2015)03-0205-08 Stress Corrosion Cracking Behavior of Forged 316L Stainless Steel Used for Nuclear Power Plants in Alkaline Solution at 330 ℃ 1 1,2 1 1 1 ZHANG Zhiming , PENG Qingjiao , WANG Jianqiu , HAN En-Hou , KE Wei 1. Key Laboratory of Nuclear Materials and Safety Assessment, Liaoning Key Laboratory for Safety and Assessment Technique of Nuclear Materials, Institute of Metal Research, Chinese Academy of Sciences, Shenyang 110016, China; 2. Zoomlion Heavy Industry Science Technology Development Co., Ltd., Changsha 410007, China Abstract:The stress corrosion cracking behavior of forged 316L stainless steel used for the main pipe of pressured water reactors was investigated in sodium hydroxide solution at 3