奥氏体不锈钢在现代航空航天工业和核电行业中具有十分广泛的应用。其中奥氏体不锈钢316Ti正是压水堆核电站主管道用钢的关键材料。
316Ti奥氏体不锈钢主要用于压水堆稳压波纹管、管嘴热套管、上充泵泵体和核潜艇蒸气发生器等。316Ti中钛的加入能够提高不锈钢辐照后的延性和高温机械性能。由于钛与碳的结合能力很强，因此钛首先与不锈钢中的碳结合而减少了晶界贫铬的倾向，这样能大大提高不锈钢抗晶间腐蚀的性能。
国内外对于不锈钢316Ti的研究多集中在应力腐蚀开裂研究，高温蠕变断裂性能，常温腐蚀性能，高温水中的裂纹扩展，各元素成分对晶间腐蚀的影响，辐照后性能改变等。而对于其高温水环境下的均匀腐蚀性能未见报道。
我国在建的和今后要建的AP1000核电站主管道材料必然大量采用316Ti不锈钢，而316Ti在高温水中的化学均匀腐蚀性能是评价其服役性能的根本。为了深入研究316Ti不锈钢在压水堆一次侧环境中的均匀腐蚀性能，对316Ti不锈钢进行了1680h的静态釜高温高压水腐蚀考验。对不同阶段生成的氧化膜进行了微观分析，并对均匀腐蚀速率进行了定量评估。
一、研究
试验样品名义尺寸为25mm*20mm*2mm，试样中心带孔用于悬挂样品，直径为2.5mm，试样表面依次用400#、800#、1200#和2000#SIC砂纸打磨抛光，在无水乙醇中超声清洗，干燥后用于试验，用精度为0.1mg的电子天平称重。为了减少试验的偶然误差，采用了较多的平行试样，最初进入高压釜的为16块平行试样。试验分336h、816h、1152h、1680h等4个周期进行，每个周期后称重，并取出一块样品用作分析。试验介质为模拟压水堆一回路水化学环境：1000ppm硼酸+2.2ppm的氢氧化锂，用超纯水配置溶液（电阻率为18.2ΜΩ·cm）。