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(1. 上海大学 材料科学与工程学院材料研究所,上海 200072; 2. 省部共建特殊钢冶金与制备国家重点实验室, 上海大学,上海 200072; 3. 上海电气核电设备有限公司,上海 201306)

核电结构材料在高温水冷却剂中的服役性能对于核电站设备的长期安全运行至关重要。我国核电站多数为压水堆(PWR)核电站，蒸汽发生器作为压水堆核电站核岛主设备之一，内部结构复杂，其中的管板隔离一回路与二回路水环境，其母材为碳钢或低合金钢，并在一回路侧堆焊耐蚀合金比如镍基合金或不锈钢材料，堆焊层在一回路水中的耐腐蚀及开裂性能会影响蒸汽发生器的结构完整性。蒸汽发生器管板母材低合金钢与堆焊层镍基合金的焊接属异种金属焊接，异种金属在焊接过程中由于受到成分差异，晶格结构不同和热扩散的影响，在焊接过程中易产生成分稀释、结构缺陷和残余应力等现象，这些都会影响其在高温水中的腐蚀和应力腐蚀开裂性能[1-4]。已有报道压水堆核电站异种金属焊接接头在一回路水中的应力腐蚀开裂事例。研究镍基合金堆焊层在高温水中的氧化膜特性有助于分析其应力腐蚀开裂行为。本工作分析了堆焊层的微结构特性，并在带有动态水循环系统的高压釜中模拟了压水堆一回路水环境,同时进行了氧化浸泡试验，结合表面膜形貌观察和成分分析，研究了氧化膜性能、水化学以及材料性能的相关性。

1 试验

使用压水堆核电站蒸汽发生器管板堆焊层模拟件为试验材料，其母材为A508III低合金钢(A508 LAS)，堆焊层材料为52镍基合金(Alloy 52),其厚度约为10 mm。……