316L奧氏體不銹鋼由于具有良好的耐腐蝕性能，而被廣泛用于制造壓水堆核站的關鍵設備，如堆內構件、蒸汽發生器支撐板、控制板和主管道等。目前，我國在建的新一代核站的主冷卻劑管材要求采用鍛件，而不是統的鑄件。關于鍛造態的材料在模擬核環境中的腐蝕行為，目前尚無經驗，缺乏基礎腐蝕數據。本實驗將模擬核站服役環境溫度，采用330℃的高溫NaOH溶液，對國產的核主管道用鍛造態316L不銹鋼的應力腐蝕開裂行為進行評價，并分析相應的開裂機制，為我國核關鍵材料的國產化提供基礎數據。
實驗用樣品取自國產核用鍛造態316L不銹鋼管道，出廠時已鍛造并熱處理完畢。其化學成分（質量分數，%）為：Cr17.14，Ni12.90，Mo2.77，Mn1.38，Si0.59，N0.17，C0.014，P0.013，Fe余量。
實驗中采用U型彎曲樣品評價材料的抗應力腐蝕開裂性能。高溫浸泡應力腐蝕實驗在容積為5L的附有純Ni內襯的靜態高壓釜中進行。采用分析純級別的粒狀NaOH與去離子水配制質量分數為4%的NaOH溶液，實驗溶液首先在70℃下采用高純N2連續除氧4h，然后升溫至330℃，保溫720h。
浸泡實驗結束后，采用配有能譜分析系統（EDS）的FEI XL30型環境掃描子顯微鏡（ESEM）觀察樣品的表面及斷口形貌。利用EBSD技術表征裂紋擴展路徑與樣品晶界之間的關系，分析時將樣品放大至300倍，步長為1.5μm。采用TSL OIM軟件處理實驗數據。結果表明：
（1）國產核主管道用鍛造態316L不銹鋼在330℃的4%NaOH溶液中浸泡720h后發生了嚴重的應力腐蝕開裂失效。
（2）樣品脆性斷裂屬于沿晶型應力腐蝕開裂，斷口主要體現冰糖狀花樣，局部分布放射狀河流花樣與準解離臺階。
（3）在外加應力的作用下，晶界富含Fe和Ni的氧化物的脆性開裂導致應力腐蝕裂紋擴展。316L不銹鋼在實驗條件下的應力腐蝕開裂機制屬于陽極溶解型-應力使晶界氧化膜破裂模式。
