锻后热处理对核级316LN不锈钢在沸腾MgCl2溶液中应力腐蚀.PDF

第35 卷 第6 期 中国腐蚀与防护学报 Vol.35 No.6 2015 年12 月 Journal of Chinese Society for Corrosion and Protection Dec. 2015 锻后热处理对核级316LN 不锈钢在沸腾MgCl2 溶液中应力腐蚀行为的影响 1,2 1,2 1 郭跃岭 韩恩厚 王俭秋 1. 中国科学院金属研究所中国科学院核用材料与安全评价重点实验室 沈阳 110016; 2. 北京科技大学国家材料服役安全科学中心 北京 100083 摘要：研究了锻后固溶处理和锻后去应力处理对核电主管道用316LN 不锈钢的显微组织、残余应变和常温力 学性能的影响，并研究了不同锻后热处理工艺对316LN 不锈钢在沸腾的42% (质量分数) MgCl 溶液中应力腐 2 蚀开裂(SCC) 敏感性的影响。结果表明，固溶处理能够降低材料的屈服强度和消除锻造过程中的残余应变； 锻后固溶处理和锻后去应力处理的样品分别在沸腾MgCl 溶液中浸泡24 ，48 和72 h 后均发生明显的穿晶应力 2 腐蚀开裂(TGSCC) ；浸泡72 h 后，锻后去应力处理的样品已经完全开裂，而锻后固溶处理的样品只有部分区域 发生SCC 开裂，即SCC 敏感性较低。最后从屈服强度和残余应变角度讨论了锻后热处理对不锈钢SCC 敏感 性的影响机制。 关键词：不锈钢 核电材料 热处理 应力腐蚀开裂 MgCl 溶液 断口 2 中图分类号：TG 171 文献标识码：A 文章编号：1005-4537(2015)06-0488-08 Effect of Post-forging Heat Treatment on Stress Corrosion Cracking of Nuclear Grade 316LN Stainless Steel in Boiling MgCl Solution 2 GUO Yueling1,2 , HAN En-Hou1,2 , WANG Jianqiu1 1. Key Laboratory of Nuclear Materials and Safety Assessment, Institute of Metal Research, Chinese Academy of Sciences, Shenyang 110016, China; 2. National Center for Materials Service Safety, University of Science and Technology Beijing, Beijing 100083, China Abstracts: Effe