热老化316L不锈钢在模拟核电溶解氧/氢高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展行为
来源期刊：材料导报2020年第6期
论文作者：吴文博 张志明 王俭秋 韩恩厚 柯伟
文章页码：6144 - 6150
关键词：溶解氧/溶解氢;热老化;不锈钢;高温高压水;应力腐蚀开裂;裂纹扩展速率;
摘 要：利用直流电位降（DCPD）和高温高压腐蚀测试系统,开展了热老化2 000 h的316L不锈钢（SS）样品在320℃、13 MPa的模拟核电—回路含1.5×10-3 B和2.3×10-6 Li的高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展速率（CGR）测试。结果表明,当溶液中的溶解氧（DO）含量从2×10-6逐步降低至10-6、5×10-7、10-7以及5×10-9时,热老化316L SS的CGR逐渐降低,其中DO降低至5×10-7以及更低时,CGR降低明显。当溶液由DO转为溶解氢（DH）时,CGR进一步降低。利用扫描电子显微镜（SEM）以及电子背散射衍射（EBSD）,对测试后样品的断口形貌以及裂纹扩展路径进行了观察,断口呈现典型的沿晶应力腐蚀开裂（IGSCC）形貌。DO/DH的改变主要影响了裂纹尖端的传质过程以及裂纹尖端新鲜表面的再钝化过程,进而影响CGR。热老化2 000 h对316L SS的微观结构以及在高温高压水中的应力腐蚀CGR影响较小。
吴文博1,2，张志明1,3，王俭秋1,3，韩恩厚1,3，柯伟1,3
1. 中国科学院金属研究所中国科学院核用材料与安全评价重点实验室2. 中国科学技术大学材料科学与工程学院3. 辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室
摘 要：利用直流电位降（DCPD）和高温高压腐蚀测试系统,开展了热老化2 000 h的316L不锈钢（SS）样品在320℃、13 MPa的模拟核电—回路含1.5×10-3 B和2.3×10-6 Li的高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展速率（CGR）测试。结果表明,当溶液中的溶解氧（DO）含量从2×10-6逐步降低至10-6、5×10-7、10-7以及5×10-9时,热老化316L SS的CGR逐渐降低,其中DO降低至5×10-7以及更低时,CGR降低明显。当溶液由DO转为溶解氢（DH）时,CGR进一步降低。利用扫描电子显微镜（SEM）以及电子背散射衍射（EBSD）,对测试后样品的断口形貌以及裂纹扩展路径进行了观察,断口呈现典型的沿晶应力腐蚀开裂（IGSCC）形貌。DO/DH的改变主要影响了裂纹尖端的传质过程以及裂纹尖端新鲜表面的再钝化过程,进而影响CGR。热老化2 000 h对316L SS的微观结构以及在高温高压水中的应力腐蚀CGR影响较小。
关键词：溶解氧/溶解氢;热老化;不锈钢;高温高压水;应力腐蚀开裂;裂纹扩展速率;
