堆内构件用不锈钢应力腐蚀开裂的影响因素

摘要

采用高温高压水慢应变速率拉伸测试(SSRT)及断口形貌观察研究了pH值和辐照对国产核反应堆堆内构件用不锈钢的应力腐蚀开裂(SCC)行为的影响。结果表明,不锈钢的SCC敏感性在pH值为7.0溶液中较小,在pH值为6.4与7.5水溶液条件下SCC敏感性显著增加。带电粒子辐照后出现辐照加速SCC(IASCC)现象,主要是由于辐照缺陷与局域形变对裂纹起裂的影响导致的,但由于离子辐照损伤深度的限制,不能从SSRT试样断口形貌观察到离子辐照对SCC的影响。