王宇欣,郭城湘,胡月飞,蔡 敏,高 宇,左景辉

(1.中国核电工程有限公司，北京 100840；2.中国科学院金属研究所，沈阳 110016)

在核电站中，不锈钢覆面可加强水池、水箱等储水设备的密封性，保证它们在各种设计工况下不发生泄漏，从而为生物防护、冷却和再循环等提供足够的水源。从国内外核电站的运行经验反馈来看，焊缝腐蚀导致水池不锈钢覆面泄漏失效从而影响核电站运行安全的案例时有发生[1-3]。国内对不锈钢覆面材料在实际运行环境中的腐蚀行为做过系统的研究[4-6]，但对其焊接接头的腐蚀行为研究鲜有报道，特别是在应力腐蚀方面。焊接接头由于存在残余应力，往往是不锈钢覆面的薄弱环节[7]。

传统的核电站不锈钢覆面材料为低碳奥氏体不锈钢Z2CN18-10(304L)。美国西屋公司在AP1000核电站钢覆面模块设计中采用了S32101双相不锈钢，中核在其某三代核电项目中已将部分不锈钢覆面材料变更为S32205双相不锈钢，后续项目中也将采用该不锈钢。

本工作选取S30403、S32101和S32205不锈钢的焊接接头为研究对象，通过恒载荷应力腐蚀试验、恒变形应力腐蚀试验、慢应变速率试验等，对其在硼酸溶液中的应力腐蚀行为进行详细研究。

1 试验

1.1 试样制备

试验采用3种不锈钢S30403、S32101和S32205的V型坡口板，尺寸150 mm×1 200 mm×10 mm，以对接形式焊接，共计8个焊接接头试样，焊接工艺参数见表1。

表1 不锈钢焊接接头的焊接工艺参数

首先按照NB/T 20003-2010《核电厂核岛机械设备无损检测》对该批试件进行了目视、液体渗透、射线等项目检测，结果均为合格。……