不锈钢材料在压水反应堆核电站中得到广泛使用，其在高温高压水环境中的服役性能一直备受关注。压水反应堆中，需要向一回路添加氢氧化锂中和硼酸，硼酸浓度随燃料的燃耗而降低，所以通过调节氢氧化锂含量使一回路冷却剂在大部分循环过程中维持在推荐pH值水平。超出推荐范围会引起放射性腐蚀产物的增加，尤其会导致多次酸性超标现象。因此，不锈钢在不同pH值溶液中的应力腐蚀开裂敏感性对设备安全可靠运行很有意义。
北京科技大学腐蚀与防护中心模拟压水堆核电站一回路水化学成分，选取硼酸和氢氧化锂配制腐蚀溶液，并通过相对含量来调节溶液pH值，着重研究在高温高压条件下pH值变化对304L奥氏体不锈钢应力腐蚀开裂行为的影响规律，并对断口形貌进行分析。得出以下结论：（1）pH值为5和10时，304L不锈钢强度下降到原始强度的50%左右，延伸率与断面收缩率下降显著，断裂时间短，为脆性断裂，应力腐蚀敏感性高。（2）pH值为7时，304L不锈钢强度下降到原始强度的70%左右，延伸率与断面收缩率下降明显，试样断裂时间较非中性溶液中的时间长，中性溶液中应力腐蚀开裂敏感性相对较低。（3）酸性溶液中，随pH值的降低，304L不锈钢试样应力腐蚀敏感性增强。(金也)


备注：数据仅供参考，不作为投资依据。