STRESS CORROSION CRACKING BEHAVIOR OF ALLOY 600 IN HIGH TEMPERATURE HIGH PRESSURE LEAD-CONTAINING CAUSTIC SOLUTION
压水堆核电站蒸汽发生器用600合金管在含铅高温碱溶液中的应力腐蚀行为研究

采用U型弯曲试样研究了高、低温工厂退火状态的压水堆蒸汽发生器(SG)商用化600合金管在330℃、含10g/L PbO的10%NaOH高温水溶液中的应力腐蚀开裂(SCC)行为.结果表明,在氢浓度很高时,600合金表现为较严重的晶间腐蚀(IGA),最大侵蚀深度约270 μm;没有观察到明显的应力腐蚀开裂,腐蚀晶界中有铅的沉积;冷拉预变形、退火温度对材料的腐蚀和应力腐蚀行为的影响不明显.