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L级低碳奥氏体不锈钢以其良好的耐腐蚀特性被大量应用于核电站关键结构部位。本工作以重水堆核电站重水回收系统的304L和316L不锈钢引漏管的腐蚀失效为背景,研究了这两种不锈钢在模拟服役环境中的应力腐蚀破裂(SCC)和点蚀行为,包括电极电位和温度对SCC敏感性的影响、温度和溶液对点蚀的影响,目的是为理解工程失效、预测和控制腐蚀提供相关科学依据。具体研究工作如下:1.用慢应变速率试验(SSRT)测试了两种材料在模拟服役的250℃模拟溶液(含0.7mg/LLi+、100mg/L Cl-)中的SCC特性,考察