摘要：采用高温高压水慢应变速率拉伸测试（SSRT）及断口形貌观察研究了pH值和辐照对国产核反应堆堆内构件用不锈钢的应力腐蚀开裂（SCC）行为的影响。结果表明，不锈钢的SCC敏感性在p H值为7．0溶液中较小，在pH值为6．4与7．5水溶液条件下 SCC敏感性显著增加。带电粒子辐照后出现辐照加速 SCC（IASCC）现象，主要是由于辐照缺陷与局域形变对裂纹起裂的影响导致的，但由于离子辐照损伤深度的限制，不能从 SSRT试样断口形貌观察到离子辐照对 SCC的影响。

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