316L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。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。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。

    实验用样品取自国产核用锻造态316L不锈钢管道，出厂时已锻造并热处理完毕。其化学成分（质量分数，%）为：Cr17.14，Ni12.90，Mo2.77，Mn1.38，Si0.59，N0.17，C0.014，P0.013，Fe余量。
 

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
 

    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TSL OIM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。