核动力系统焊接热影响区的应力腐蚀破裂

摘要

＜正＞ 本文评述了二十年来国内外核动力装置中奥氏体不锈钢和高镍合金的 SCC 事故,大多发生在焊接管道的热影响区,主要与残余应力、热影响区的敏化（特别是运行中的低温敏化）以及水中的溶解氧、Cl-、F-等因素有关。总结了恒载荷,慢应变速率,低周循环负荷以及电化学动电位再活化等应力腐蚀试验结果,提出了防止上述 SCC 的措施,着重强调了 SCC 安全设计应力导则的潜在价值,考虑到焊件表面状况和介质作用,经过修正后可用于核安全分析。