国产SA-508Ⅲ低合金钢在模拟核电高温水服役环境中的应力腐蚀破裂及力学行为
采用慢应变速率拉伸试验（SSRT）和电化学控制结合的方法，研究了国产核电压力容器用钢SA508Ⅲ（含S0．0025％）在模拟压水堆一回路290℃高温高压水质环境中的应力腐蚀破裂（SCC）及力学行为。电位范围从-720＋400mV（SHE），模拟从低氧含氢的理想状态到溶解氧显著超标状态的一系列服役环境。研究结果表明，随着电极电位的升高，该材料发生SCC的敏感性升高。当电极电位处于-720～-200mV（SHE）范围时，材料无SCC；电位在-50～＋200mV时，发现有疑似轻微SCC迹象；而当电位升高到十300＋400mV时，材料发生显著的SCC。扫描电镜断口观察表明，SCC裂纹通常在试样表面的夹杂物处萌生，并以准解理穿晶模式呈扇形扩展。结果显示出该材料抗SCC能力优秀，在良好水化学条件下应无明显的SCC，其SCc破裂机理应该属于阳极溶解机制。从试样拉伸曲线上可观察到锯齿状波形，显示出动态应变时效（DSA）的微观形变特征。探讨了材料DSA对SCC行为的影响。
压水堆核电厂、低合金钢、高温水、电极电位、应力腐蚀破裂(SCC)、动态应变时效
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TG172.9(金属学与热处理)
国家重点基础研究发展计划2011CB610506;核电重大专项2010ZX06004-009-03;上海市科委项目09dz1100105
2012-04-21（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）
673-676,680
