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

张志明¹，彭青娇^1,2，王俭秋¹，韩恩厚¹，柯伟¹

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2. 中联重工科技发展股份有限公司

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℃Na OH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;