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为了保障国民经济快速发展和降低排放指标,我国正在加快发展核电事业,目前在建机组数量居世界第一位,总机组数量世界排名第三。到2025年,我国的核电机组数量将超过美国而位居首位,如此快的发展速度是世界上绝无仅有的。随着我国民用核电站(NPP)的迅速发展,特别是福岛核事故之后,核电安全已成为国家和民众广泛关注的重要问题。NPP现场的运行经验表明,应力腐蚀开裂(SCC)已经成为是核电关键金属材料环境失效的主要形式之一。应力腐蚀裂纹萌生寿命约占应力腐蚀失效断裂总时间的90%。本论文主要通过高温高压腐蚀测试系统,研究了预变形316LN不锈钢(SS)在模拟核电一回路高温高压水中的应力腐蚀裂纹萌生行为,获取的相关数据对于NPP安全运行和寿命管理具有重要意义。NPP主管道长期在290～350 ℃服役,材料的热老化问题会导致SCC敏感性增加,从而影响NPP安全稳定运行。目前国内外对热老化SS在模拟核电一回路高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展行为缺乏数据支持,本论文研究了热老化316L SS以及SA351-CF8A SS在模拟核电一回路溶解氧/溶解氢(DO/DH)高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展行为,对评估其服役寿命以及开展NPP的老化管理具有重要意义。通过光学显微镜(OM)、扫描电子显微镜(SEM)以及电子背散射衍射(EBSD)等手段研究了预变形316LN SS在模拟核电一回路高温高压水中的应力腐蚀裂纹萌生行为:试样在滑移带处和晶界位置处发生了明显的开裂,且大部分裂纹都近似垂直于拉伸方向。研究了热老化316L SS在模拟核电一回路高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展行为。结果表明,当溶液中的DO含量从2000 ppb逐步降低至1000、500、100以及<5 ppb时,热老化316LSS的裂纹扩展速率(CGR)逐渐降低,其中DO降低至500 ppb以及更低时,CGR降低明显。当溶液由DO转为DH时,CGR进一步降低。利用SEM和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2000 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。研究了热老化SA351-CF8A SS在模拟核电一回路高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展行为。结果表明,热老化2000 h的SA351-CF8A SS的应力腐蚀CGR随DO的升高而升高。应力腐蚀断口形貌主要为穿晶应力腐蚀开裂(TGSCC),在裂纹扩展过程中产生二次裂纹,裂纹扩展路径残余应变较高。