压水堆核电站压力容器接管与安全端之间的连接部分是异种金属焊接接头。核电站在运行过程中，该部位在高温水环境中发生应力腐蚀破裂（SCC）而造成的失效是影响核电站安全运行的一个隐患。本工作采用慢应变速率试验（SSRT）和电极电位控制相结合的方法，研究了水化学若干因素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主要部分的SCC行为的影响。水化学若干因素为电极电位和水中氯离子、硫酸根离子污染，电位范围从-780到+400mV（SHE），模拟从理想水化学到溶解氧明显超标的一系列服役环境，进行的实验工作和得到的主要结论如下：1)研究了低合金钢与镍基合金焊接接头SA508-52M试样在290℃模拟PWR主回路高温高压水+不同杂质离子环境中的SCC特性。结果表明与水中溶解氧含量、流速等工程参数密切相关的电极电位对SCC有重要影响。试样在模拟PWR主回路高温水环境中，当电位处于-720⁺200mV范围时，试样总是以韧性断裂形貌断在52M焊缝金属基体，当电位升到+300和+400mV（对应显著氧超标）时发生显著的SCC脆断，微观上是在A508/52M界面及附近的A508热影响区发生穿晶SCC，在相邻的镍基合金焊缝薄层发生沿晶SCC，表现出在+200⁺300mV（SHE）之间存在着一个临界破裂电位。水中有氯离子、硫酸根离子污染后，SCC敏感性上升，表现为该临界破裂电位下降，具体如下：上述高温水环境加入10mg/LCl-后，该临界破裂电位降到+100⁺200mV（SHE）之间；而加入10mg/L硫酸根离子后，其临界破裂电位降到-100⁺100mV（SHE）之间；同时加入10mg/L氯离子和10mg/L硫酸根离子后，其临界破裂电位在-200⁺100mV（SHE）之间；在低于临界电位-200mV范围内，尽管试样最终断裂为52M部韧性断裂，但在SA508紧邻焊接界面区域内可能观测到微弱的SCC迹象，且随着电位的升高，应变速率的降低， SCC迹象逐渐增强。2)研究了镍基合金与不锈钢焊接接头52M-316L试样在290℃模拟PWR主回路高温高压水+不同杂质离子环境中的SCC特性。该接头试样的SCC敏感性没有随着电极电位的升高而呈现出简单的变化规律。水环境中添加杂质Cl-和SO₄^2-后，52M-316L试样的SCC敏感性增加。SO42-的有害程度低于Cl-。52M镍基合金焊缝的耐SCC性能优于316L不锈钢。3)由于SA508-52M-316L焊接件上A508低合金钢部分的体积太小，在类似成分的国产核电压力容器用SA508Ⅲ钢上研究了这类低硫低合金钢在290℃模拟PWR主回路高温高压水+不同杂质离子环境中的SCC特性。在各种高温水环境中，该钢的SCC敏感性总体均随着电极电位的升高而升高。无杂质离子掺杂的水环境中，发生SCC脆断的临界破裂电位在+200⁺300mV（SHE）范围之间。氯离子和硫酸根离子的加入提高了SCC敏感性，主要表现为临界破裂电位降低。SCC方式基本上都是裂纹在夹杂处萌生，准解理穿晶断裂方式快速扩展。