316L奧氏體不銹鋼由于具有良好的耐腐蝕性能，而被廣泛地用于制造壓水堆核電站的關(guān)鍵設(shè)備，如堆內(nèi)構(gòu)件、蒸汽發(fā)生器支撐板、控制板和主管道等。目前，我國在建的新一代核電站的主冷卻劑管材要求采用鍛件，而不是傳統(tǒng)的鑄件。關(guān)于鍛造態(tài)的材料在模擬核電環(huán)境中的腐蝕行為，目前尚無經(jīng)驗(yàn)，缺乏基礎(chǔ)腐蝕數(shù)據(jù)。本實(shí)驗(yàn)將模擬核電站服役環(huán)境溫度，采用330℃的高溫NaOH溶液，對(duì)國產(chǎn)的核電主管道用鍛造態(tài)316L不銹鋼的應(yīng)力腐蝕開裂行為進(jìn)行評(píng)價(jià)，并分析相應(yīng)的開裂機(jī)制，為我國核電關(guān)鍵材料的國產(chǎn)化提供基礎(chǔ)數(shù)據(jù)。

　　實(shí)驗(yàn)用樣品取自國產(chǎn)核用鍛造態(tài)316L不銹鋼管道，出廠時(shí)已鍛造并熱處理完畢。其化學(xué)成分（質(zhì)量分?jǐn)?shù)，%）為：Cr17.14，Ni12.90，Mo2.77，Mn1.38，Si0.59，N0.17，C0.014，P0.013，F(xiàn)e余量。

　　實(shí)驗(yàn)中采用U型彎曲樣品評(píng)價(jià)材料的抗應(yīng)力腐蝕開裂性能。高溫浸泡應(yīng)力腐蝕實(shí)驗(yàn)在容積為5L的附有純Ni內(nèi)襯的靜態(tài)高壓釜中進(jìn)行。采用分析純級(jí)別的粒狀NaOH與去離子水配制質(zhì)量分?jǐn)?shù)為4%的NaOH溶液，實(shí)驗(yàn)溶液首先在70℃下采用高純N2連續(xù)除氧4h，然后升溫至330℃，保溫720h。

　　浸泡實(shí)驗(yàn)結(jié)束后，采用配有能譜分析系統(tǒng)（EDS）的FEI XL30型環(huán)境掃描電子顯微鏡（ESEM）觀察樣品的表面及斷口形貌。利用EBSD技術(shù)表征裂紋擴(kuò)展路徑與樣品晶界之間的關(guān)系，分析時(shí)將樣品放大至300倍，步長為1.5μm。采用TSL OIM軟件處理實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)。結(jié)果表明：

　?。?）國產(chǎn)核電主管道用鍛造態(tài)316L不銹鋼在330℃的4%NaOH溶液中浸泡720h后發(fā)生了嚴(yán)重的應(yīng)力腐蝕開裂失效。
　?。?）樣品脆性斷裂屬于沿晶型應(yīng)力腐蝕開裂，斷口主要體現(xiàn)冰糖狀花樣，局部分布放射狀河流花樣與準(zhǔn)解離臺(tái)階。
　?。?）在外加應(yīng)力的作用下，晶界富含F(xiàn)e和Ni的氧化物的脆性開裂導(dǎo)致應(yīng)力腐蝕裂紋擴(kuò)展。316L不銹鋼在實(shí)驗(yàn)條件下的應(yīng)力腐蝕開裂機(jī)制屬于陽極溶解型-應(yīng)力使晶界氧化膜破裂模式。