316l奥氏体不锈钢由于具有良好的耐腐蚀性能，而被广泛地用于制造压水堆核电站的关键设备，如堆内构件、蒸汽发生器支撑板、控制板和主管道等。目前，我国在建的新一代核电站的主冷却剂管材要求采用锻件，而不是传统的铸件。关于锻造态的材料在模拟核电环境中的腐蚀行为，目前尚无经验，缺乏基础腐蚀数据。本实验将模拟核电站服役环境温度，采用330℃的高温naoh溶液，对国产的核电主管道用锻造态316l不锈钢的应力腐蚀开裂行为进行评价，并分析相应的开裂机制，为我国核电关键材料的国产化提供基础数据。
实验用样品取自国产核用锻造态316l不锈钢管道，出厂时已锻造并热处理完毕。其化学成分（质量分数，%）为：cr17.14，ni12.90，mo2.77，mn1.38，si0.59，n0.17，c0.014，p0.013，fe余量。
实验中采用u型弯曲样品评价材料的抗应力腐蚀开裂性能。高温浸泡应力腐蚀实验在容积为5l的附有纯ni内衬的静态高压釜中进行。采用分析纯级别的粒状naoh与去离子水配制质量分数为4%的naoh溶液，实验溶液首先在70℃下采用高纯n2连续除氧4h，然后升温至330℃，保温720h。
浸泡实验结束后，采用配有能谱分析系统（eds）的fei xl30型环境扫描电子显微镜（esem）观察样品的表面及断口形貌。利用ebsd技术表征裂纹扩展路径与样品晶界之间的关系，分析时将样品放大至300倍，步长为1.5μm。采用tsl oim软件处理实验数据。结果表明：
（1）国产核电主管道用锻造态316l不锈钢在330℃的4%naoh溶液中浸泡720h后发生了严重的应力腐蚀开裂失效。
（2）样品脆性断裂属于沿晶型应力腐蚀开裂，断口主要体现冰糖状花样，局部分布放射状河流花样与准解离台阶。
（3）在外加应力的作用下，晶界富含fe和ni的氧化物的脆性开裂导致应力腐蚀裂纹扩展。316l不锈钢在实验条件下的应力腐蚀开裂机制属于阳极溶解型-应力使晶界氧化膜破裂模式。