崔同明，蔡爽巍，宁飞，张锟，马佳荣，吕战鹏，王东辉，钟志民

（1.上海大学材料科学与工程学院材料研究所，上海 200072；2.上海大学省部共建特殊钢冶金与制备国家重点实验室，上海 200072；3.国核电站运行服务技术有限公司，上海 201306）

奥氏体不锈钢常用于制造压水堆（PWR）核电站关键设备，如堆内构件、支撑板、控制棒及主管道等［1-3］。以应力腐蚀开裂（SCC）为代表的环境促进开裂（EAC）是核电站结构件失效的主要形式［4］，研究表明，SCC 与金属表面氧化膜的特性密切相关。压水堆一回路水中含有一定量的溶解氢（DH），DH通过表面吸附、分解和吸着进入金属内部。核电站一回路系统的金属构件长期服役于含氢的高温高压水中，氢必定会在金属基体中达到饱和，氢进入金属基体中会影响其在高温水中的力学性能、氧化性能和SCC性能［5-8］。PENG 等研究了预充氢对690镍基合金在高温纯水中生成氧化膜的形貌、成分及结构的影响，发现充氢试样表面生成了片状氧化物，存在较大的凸起，而未充氢试样表面为细小的颗粒状氧化物，氧化膜较为平整且厚度增加［9］。MA 等［10］通过动态氢扩散装置研究了扩散氢对高温水中316L不锈钢管氧化行为的影响，发现扩散氢使试样表面形成较大的氧化物颗粒，且其表面外层氧化膜中Fe、Ni含量高于无扩散氢试样中的，扩散氢使其内层富Cr的氧化膜厚度增加，氢加速金属离子扩散和氢诱导氧化物晶格缺陷起主要作用。KIM 等［11］采用U 型弯曲试验研究了DH 含量对182镍基合金在高温水中裂纹萌生和氧化行为的影响，发现当DH 含量较低时，没有尖晶石氧化物和裂纹出现，只有针状NiO 分布在外层氧化物中；……