国际工程经验和相关研究表明腐蚀失效问题对核电站运行经济性和安全性有重要影响，是核电站材料方面的重大挑战。特别是核岛关键材料在高温高压水环境中以应力腐蚀破裂（stress corrosion cracking,SCC）为主的环境促进破裂已成为影响整个系统运行安全性和可靠性的主要问题之一，对这些材料在相关环境中的破裂性能进行高质量的测试评价至为重要。在此背景下，本工作开展了对模拟法国设计的二代加压水堆（pressurized water reactor, PWR）核电站反应堆压力容器接管-安全端异种金属焊接件16MND5/309L/308L/Z2CND18-12N的研究，基于国际上已积累的相关工程经验和实验室研究数据，进行了如下的实验工作，并得出了相应的结论：　　（1）测试研究了该焊接件的化学成分分布。结果表明，焊接件各组成部分的基体化学成分符合相关标准的要求。16MND5/309L界面附近的成分存在显著变化，Fe、Cr、Ni的变化较剧烈。从16MND5到309L，Fe的含量迅速下降，Cr和Ni的含量迅速升高。从308L到Z2CND18-12N，Fe和Cr的含量略微下降，Ni的含量略微升高。　　（2）观察研究了该焊接件的金相组织。结果表明母材16MND5和Z2CND18-12N的组织形态分别为上贝氏体和等轴晶粒的奥氏体，焊缝309L和308L的组织形态为枝晶状的奥氏体，均匀分布有δ-铁素体，晶界分布有碳化物。16MND5/309L界面区域存在硬度很高的马氏体薄层。　　（3）测试研究了焊接件的显微硬度分布。结果表明硬度存在不均匀性，平均硬度：焊缝309L/308L>母材16MND5>母材 Z2CND18-12N，16MND5/309L界面区域的局部硬度最高。　　（4）用慢应变速率试验（SSRT）和电极电位监控法，测试研究了覆盖16MND5/309L/308L/Z2CND18-12N全部典型区域的二接头试样在模拟PWR一回路运行状态的290?C高温水环境中的SCC行为随电极电位的变化关系，以探索水化学关键参数溶解氧的影响。结果表明，电位在-720mV~+100mV区间内对SCC的影响较小，试样总是以韧性断裂模式在308L焊缝区断裂；当电位上升至+200mV时（代表高氧含量），试样发生显著的SCC脆断，断裂集中在16MND5/309L界面区，即16MND5/309L界面区是该焊接件抗SCC最薄弱的部位。SCC主裂纹萌生于紧邻界面的309L完全奥氏体薄层内，以沿晶方式扩展，一些SCC次裂纹萌生于紧邻界面　　（5）测试研究了仅覆盖16MND5/309L/308L部分的单接头试样在上述高温水环境中的SCC行为。电极电位对该试样的影响与上述二接头试样相似。当电极电位处于-720mV~+100mV范围内，试样总是以韧性断裂模式在308L焊缝区断裂；当电位上升至+200mV时，试样发生显著的SCC脆断，断裂集中在16MND5/309L界面区。破裂方式也是SCC主裂纹萌生于紧邻界面的309L完全奥氏体薄层内，以沿晶方式扩展，一些 SCC次裂纹萌生于紧邻界面的16MND5热影响区，以穿晶方式扩展。　　（6）测试研究了该焊接件在模拟PWR一回路停堆状态的室温水环境中的SCC行为。结果表明，在应变速率为5×10-7s-1的SSRT中，16MND5/309L/308L/Z2CND18-12N二接头试样均以宏观上纯力学韧性断裂模式失效，试样失效在16MND5低合金钢部分，但在16MND5/309L界面处发现有SCC裂纹；覆盖16MND5/309L/308L部分的单接头试样以宏观上纯力学韧性断裂模式失效，试样失效在308L焊缝区，在16MND5/309L界面处发现有点蚀状局部腐蚀。覆盖308L/Z2CND18-12N部分的单接头试样以宏观纯力学韧性断裂模式失效，试样失效在308L部位，未发现SCC或点蚀类局部腐蚀迹象，说明该部位有很高的SCC抗力。