锻后热处理对核级316LN不锈钢在沸腾MgCl₂溶液中应力腐蚀行为的影响

郭跃岭^1,2，韩恩厚^1,2，王俭秋¹

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. 北京科技大学国家材料服役安全科学中心

摘 要：研究了锻后固溶处理和锻后去应力处理对核电主管道用316LN不锈钢的显微组织、残余应变和常温力学性能的影响,并研究了不同锻后热处理工艺对316LN不锈钢在沸腾的42%(质量分数)Mg Cl2溶液中应力腐蚀开裂(SCC)敏感性的影响。结果表明,固溶处理能够降低材料的屈服强度和消除锻造过程中的残余应变;锻后固溶处理和锻后去应力处理的样品分别在沸腾Mg Cl2溶液中浸泡24,48和72 h后均发生明显的穿晶应力腐蚀开裂(TGSCC);浸泡72 h后,锻后去应力处理的样品已经完全开裂,而锻后固溶处理的样品只有部分区域发生SCC开裂,即SCC敏感性较低。最后从屈服强度和残余应变角度讨论了锻后热处理对不锈钢SCC敏感性的影响机制。

关键词：不锈钢;核电材料;热处理;应力腐蚀开裂;MgCl₂溶液;断口;