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摘要
不锈钢结构材料在压水堆水化学条件下产生应力腐蚀开裂(SCC)影响核电站安全，掌握应力腐蚀敏感性影响因素边界条件具有十分重要的意义。采用恒应变速率拉伸试验方法，结合断口分析技术，研究了应变速率对第三代压水堆核电站主管道材料316 LN在高温B-Li水化学条件下SCC的影响规律。结果表明：在1 000 mg/LB、2 mg/LLi、10 mg/LCl饱和氧高温B-Li水溶液中，随着应变速率的降低，316 LN的延伸率、最大破断应力、断裂能呈减小的趋势，而SCC敏感指数呈增大的趋势；只有当应变速率低于或等于4.17×10-6/s时，试样才萌生SCC裂纹，316 LN产生SCC的临界应变速率介于8.34×10-6～4.17×10-6/s范围；当应变速率降低到4.17×10-6/s时，316 LN主要发生穿晶型SCC，裂纹呈扇形向基体内扩展，而当应变速率降为8.34×10-7/s时，316 LN开裂模式转变为沿晶和穿晶混合型SCC。
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单位北京航天试验技术研究所; 中国原子能科学研究院
