王东东梁 灿 段 权

(西安交通大学化学工程与技术学院)

核能作为一种经济、清洁、安全、可持续、几乎无排放的能源种类，在全世界的能源结构中占有很重要的地位[1]。目前，世界上运行和在建的压水堆核电站，绝大多数使用300系列奥氏体不锈钢作为主管道材料。其中，超低碳型奥氏体不锈钢316L，因其具有优良的机械性能、焊接性能和耐腐蚀性能而得到了广泛应用[2]。主管道在焊接、制造或者热处理过程中由于热应力会产生敏化现象，使得主管道在运行过程中会发生晶间腐蚀行为,这将严重影响主管道的使用寿命,更严重的可能导致灾难性事故发生[3，4]。因此，研究敏化处理对不锈钢晶间腐蚀的影响可以为晶间腐蚀的机理和发展规律提供理论依据，进而减缓主管道在运行过程中的晶间腐蚀速率，确保核电主管道的安全稳定运行。

梁成浩和高扬对不同敏化处理的304不锈钢的耐缝隙腐蚀性及孔蚀等局部腐蚀性性能进行了研究[5]；董绍平等研究了316L钢的应力腐蚀敏感性能[6]；李伟等采用声发射技术对低碳钢的均匀腐蚀进行了研究[7]；李涌泉等对316L钢的晶间腐蚀进行了声发射研究[8]；Lydell B通过金相检测和电子显微镜微观组织结构对德国的沸水反应堆主管道的奥氏体不锈钢焊缝裂纹进行了失效分析[9]；朱发文等一直从事高温高压水环境下焊接工艺和焊后热处理对管道焊接件腐蚀与应力腐蚀影响的研究[10]。现有的关于核电站主管道失效研究，主要是管道焊接接头失效分析，特别是对奥氏体不锈钢焊接接头的应力腐蚀开裂研究，而对核岛水环境下管道的失效分析较少。……