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不锈钢在核电一回路水中应力腐蚀破裂断口形貌
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随着核电工业的发展，应力腐蚀破裂对核电站的影响已在世界范围内引起高度关注，其后果不但会造成经济损失，还可能污染环境，最重要的是可能对人造成重大伤害。应力腐蚀破裂是指敏感金属在一定的拉应力和腐蚀介质环境共同作用下发生的腐蚀断裂过程，是最普遍最严重的金属破坏形态之一。它通常有或长或短的潜伏期，是一种与时间有关的滞后开裂，当开裂条件具备后，可能在很短时间内发生开裂。应力腐蚀破裂与材料、环境、应力状态等许多因素有关，其机理、影响因素极具复杂性。
发达国家投入大量人力物力进行这方面的研究，其中，有关应力腐蚀破裂设备寿命预测的研究，尤其是与核电工程材料应力腐蚀破裂有关的研究占有相当大的比重。
对许多核电工程材料在高温水中的应力腐蚀破裂而言，裂纹扩展速率有可能相对较小，但对于运行环境复杂且安全运行要求非常高的核电站来讲，如此小的裂纹扩展速率也是十分危险的。这就要求核电工程材料具有优异的耐蚀性、良好的强度、高韧性、抗疲劳性能、焊接性能，压芯部件材料还要求好的抗辐照脆化能力，以确保核电站的长期安全可靠运行。奥氏体不锈钢材料由于具有以上的优越性能在核电站一回路主管道被广泛应用，其在一回路高温水环境下的服役性能也一直是研究的重点。
随着中国核电工业的发展，对奥氏体不锈钢在高温水中的应力腐蚀破裂的规律及影响因素也有一些研究，如侵蚀性阴离子、氧化膜、材料冶金条件、高温纯水环境和腐蚀开裂电位等因素对应力腐蚀破裂的影响。另一重要参数——温度的影响也逐渐得到重视。压水堆核电站在正常运行过程中，介质温度随着机组的启动、热备用、功率运行和停堆等状态的改变而改变。研究不锈钢应力腐蚀破裂在核电一回路环境下的敏感性温度，减少或避免设备在敏感温度区停留，对确保设备安全可靠很有意义。
《科技导报》2011年第21期17—21页刊登了关矞心、董超芳等的“304L不锈钢在核电一回路水中应力腐蚀行为的研究”论文，探讨了在模拟核电一回路水环境中温度的变化对304L不锈钢应力腐蚀敏感性的影响。本期封面图片为奥氏体不锈钢在含硼和锂高温水中断裂的断口形貌，由关矞心提供。本期封面由金功博设计。（责任编辑 岳臣）
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