出现应力腐蚀开裂的316L管件 ②核电站反应堆堆芯中堆内构件为304NG不锈钢，在高温高压、强辐照的水环境中，发生过辐照促进应力腐蚀（IASCC）现象。严格控制核电站服役环境是目前解决该问题较有效的方法之一。 堆内构件发生辐照促进应力腐蚀（IASCC） 研究应力腐蚀的实验是根据不同情况下应力腐蚀特征和实验目的来设计的。根据材料、环境、应力状态和实验目的不同，已发展了多种应力腐蚀实验方法。按实验地点和环境性质分现场试验、实验室实验和实验室加速实验；按加载方式分恒载荷实验、恒变形实验和慢应变速率拉伸实验。同样应力腐蚀实验的试样一般也分为三类：光滑试样、带缺口试样和预制裂纹试样。

预制裂纹的CT试样 不锈钢应力腐蚀问题得到了广泛的研究，提出了多种不同的机理来解释应力腐蚀现象，但迄今尚无公认的统一机理。由于应力腐蚀是一个与腐蚀有关的过程，其机理必然与腐蚀过程中的阳极和阴极反应有关，因而应力腐蚀机理主要分两大类：阳极溶解型和氢致开裂型，以及在这两类机理基础上发展起来的表面膜破裂理论、活性通道理论、应力吸附开裂理论、腐蚀产物楔入理论和闭塞电池理论等。

表面膜破裂理论模型 影响因素应力腐蚀的主要有三个方面因素：材料、腐蚀环境和拉应力。材料因素包括元素含量、热处理、微观组织及表面状态；腐蚀环境包括介质种类、温度、电位及液体流动速率；拉应力包括服役应力、安装应力、残余应力及拉伸速率等。 解决办法： 1、减少高应力部件的应力集中； 2、防止氯离子的引入； 3、避免产生应力的加工； 4、热处理，消除应力； 5、采用耐SCC的铁素体不锈钢； 6、使用高Ni钢种 在科学技术日新月异，科研水平不断提高的新时代，新材料的研发速度仍然赶不上问题的速度。在实际工程应用中不锈钢材料的腐蚀问题层出不穷，目前的防护措施虽然取得了一定的成效，但仍存在严重不足，各种防护手段都只能在一定范围内起到作用。合理选材，实时的检测依然是控制腐蚀的关键。

5. 贝氏体钢断裂jsgfjc8788199

在含碳量为0.10%的低碳钢中加入0.05%钼和硼可优化通常发生在700～850℃奥氏体-铁素体转变，且不影响其后在450℃和675℃时奥氏体-贝氏体转变的动力学条件。

在大约525～675℃之间形成的贝氏体，通常称为“上贝氏体”；在450～525℃之间形成的称为“下贝氏体”。两种组织均由针状铁素体和分散的碳化物组成。当转变温度从675℃降至450℃时，未回火贝氏体的抗拉强度会从585MPa升高至1170MPa。

因为转变温度由合金元素含量决定，并间接影响屈服和抗拉强度。这些钢获得的高强度是以下两种作用的结果：z89g88l5ysqw

1）当转变温度降低时，贝氏体铁素体片尺寸不断细化。

2）在下贝氏体内精细的碳化物不断分散。这些钢的断口特征在很大程度上取决于抗拉强度和转变温度。

有两种作用要注意：**，一定的抗拉强度级别，回火下贝氏体的夏比冲击性能远远优于未回火的上贝氏体。原因是在上贝氏体中，球光体内的解理小平面切割了若干贝氏体晶粒，决定断裂的主要尺寸是奥氏体晶粒尺寸。

在下贝氏体中，针状铁素体内的解理面未排成一直线，因此决定准解理断裂面是否断裂的主要特征是针状铁素体晶粒尺寸。因为这里的针状铁素体晶粒尺寸仅为上贝氏体中的奥氏体晶粒尺寸的1/2。所以，在同一强度级别，下贝氏体转变温度比上贝氏体低许多。

除了上面的原因之外是碳化物分布。在上贝氏体中碳化物位于晶界沿线，并通过降低抗拉强度Rm增加脆性。在回火的下贝氏体中，碳化物非常均匀地分布的铁素体中，同时通过限制解理裂纹以提高抗拉强度并促进球化珠光体细化。

*二，要注意的是未回火合金中转变温度与抗拉强度的变化。在上贝氏体中，转变温度的降低会使针状铁素体尺寸细化同时升高延伸强度Rp0.2。

在下贝氏体中，为获得830MPa或更高的抗拉强度，也可通过降低转变温度提高强度的方法实现。然而，因为上贝氏体的断口应力取决于奥氏体晶粒尺寸，而此时的碳化物颗粒尺寸已经很大，因此通过回火提高抗拉强度的作用很小。

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