热老化316L不锈钢在模拟核电溶解氧/氢高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展行为

CORC > 金属研究所 > 中国科学院金属研究所

	热老化316L不锈钢在模拟核电溶解氧/氢高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展行为
	吴文博; 张志明; 王俭秋; 韩恩厚; 柯伟
刊名	材料导报
	2020
卷号	34.0 期号:006 页码:06144-06150
关键词	溶解氧/溶解氢热老化不锈钢高温高压水应力腐蚀开裂裂纹扩展速率
ISSN号	1005-023X
其他题名	Stress Corrosion Cracking Behavior of Thermally Aged 316L SS in Simulated Oxygenated/Hydrogenated High Temperature and Pressure Water in Nuclear Power Plants
英文摘要	利用直流电位降(DCPD)和高温高压腐蚀测试系统,开展了热老化2 000 h的316L不锈钢(SS)样品在320℃、13 MPa的模拟核电-回路含1.5×10-3 B和2.3×10-6 Li的高温高压水中的应力腐蚀裂纹扩展速率(CGR)测试。结果表明,当溶液中的溶解氧(DO)含量从2×10-6逐步降低至10-6、5×10-7、10-7以及5×10-9时,热老化316L SS的CGR逐渐降低,其中DO降低至5×10-7以及更低时,CGR降低明显。当溶液由DO转为溶解氢(DH)时,CGR进一步降低。利用扫描电子显微镜(SEM)以及电子背散射衍射(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2 000 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。
语种	中文
CSCD记录号	CSCD:6710242
内容类型	期刊论文
源URL	[http://ir.imr.ac.cn/handle/321006/158106]
专题	金属研究所_中国科学院金属研究所
作者单位	中国科学院金属研究所
推荐引用方式 GB/T 7714	吴文博,张志明,王俭秋,等. 热老化316L不锈钢在模拟核电溶解氧/氢高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展行为[J]. 材料导报,2020,34.0(006):06144-06150.
APA	吴文博,张志明,王俭秋,韩恩厚,&柯伟.(2020).热老化316L不锈钢在模拟核电溶解氧/氢高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展行为.材料导报,34.0(006),06144-06150.
MLA	吴文博,et al."热老化316L不锈钢在模拟核电溶解氧/氢高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展行为".材料导报 34.0.006(2020):06144-06150.