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国际范围内核电站长期运行经验表明,核岛结构材料在高温高压水环境中以应力腐蚀破裂(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经济性的主要问题之一,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关键。在此背景下,本工作开展了对第三代压水堆核电站AP1000反应堆压力容器接管-安全端异种金属焊接件SA508-52M-316L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)焊接件各部位显微组织分析表明,低合金钢SA508基体组织为经过焊后热处理的上贝氏体组织,在其热影响区内可观察到三个特征区域,分别为碳化物析出较少的薄层区、粗大晶区以及近似母材区。镍基合金52M焊缝区显微组织为沿最大冷却方向优先生长的枝晶组织,在某些晶界处有疑似焊接热裂纹的细小缺陷存在,在紧邻熔合线的过渡区内成分变化显著而且组织形态较复杂。不锈钢316L基体组织为单相等轴晶的奥氏体组织。2)采用慢应变速率拉伸(SSRT)和电极电位测控相结合的方法,研究了焊接件SA508-52M-316L二接头多缺口试样在290℃模拟压水堆(PWR)一回路高温水环境中的SCC特性。材料在高温水中的电极电位与水的溶解氧含量、流速等工程参数密切相关。实验在-780 mV至+200mV范围的电位下进行,模拟‘回路水化学从低氧含氢的理想低电位状态到溶解氧明显超标的高电位状态的服役环境。结果表明,其在高温水环境中的SCC敏感性基本上随电位升高而增大,显示出该SCC应属阳极溶解机理,在-300～200mV(SHE)之间存在一个临界破裂电位Escc。本文中,定义Escc为试样因发生明显的SCC而断裂失效的最低电位。当电位位于-780mV至-300mV范围时,SSRT试样总是以韧性断裂形式在镍基合金焊缝中部发生断裂。当电位升到-200 mV至+200mV范围时,试样发生显著的SCC脆断,SA508-52M界面区周围是该焊接件最脆弱的部位,在该界面和附近的SA508热影响区发生穿晶SCC (TGSCC),在紧邻界面的镍基合金焊缝薄层发生沿晶SCC (IGSCC)。3)采用基本同样的SSRT加电位测控方法,研究了SA508-52M和52M-316L两种单接头光滑试样在同样的290℃高温水环境中的SCC。结果表明,SA508-52M的SCC特性与SA508-52M-316L二接头多缺口试样的类似,SCC敏感性同样随着电位的升高而增大,但临界破裂电位Escc处于+200-+300mV(SHE)之间,当电位高于Escc时,在最敏感部位SA508-52M焊接界面处发生显著的SCC脆断,裂纹似萌生于SA508热影响区。然而,52M-316L的SCC敏感性随电位的变化关系比较复杂,316L有时在低电位高应变条件下发生SCC,当电位升到+400 mV(SHE)时,52M-316L界而有SCC裂纹的迹象。此外,焊接件试样高温水SSRT曲线上呈现出的锯齿状屈服特征表明,试样在该条件下有明显的动态应变时效(DSA)特征；4)采用同样的方法,研究了焊接件试样在54℃模拟PWR一回路温水环境中的SCC特性,在不同应变速率、表面状态及电位条件下的实验,均未发现明显的SCC；相比290℃下的SSRT曲线,54℃下的SSRT曲线并没有呈现出明显的锯齿屈服特征,即无明显的DSA敏感性；5)由于焊接件上的低合金钢部位表现出明显的SCC敏感性,有必要对其开展进一步的研究。由于焊接件上该材料不足,故采用与焊接件上低合金钢成分、处理工艺基本相似的国产低合金钢SA-508Ⅲ进行同样条件下的补充实验研究。实验结果表明,该SA-508Ⅲ与焊接件SA508-52M单接头光滑试样上的低合金钢在SCC特性上有很好的一致性：SCC敏感性总体上同样随着电位升高而增大、Escc均处于+200-+300mV(SHE)之间；微小的差别在于焊接件上低合金钢热影响区在低于Escc下的更宽电位范围内呈现了微弱的SCC迹象,这应该是受焊接影响。以上实验结果有助于工业上对相关材料或构件的服役性能进行初步的评价,作者在本文中对此进行了初步的探讨。