在压水堆核电站中，反应堆压力容器及其管嘴等通常采用强度高、价格低但耐蚀性差的SA508-III低合金钢制造。为了提高压力容器在腐蚀性环境中的耐蚀性能，通常会在其内壁及管嘴内壁堆焊不锈钢。但是，堆焊过程中复杂的焊接热循环会导致焊接界面处的微观结构变得极其复杂。通常情况下，此焊接界面并不会直接接触腐蚀性介质。但是，当发生磨损、应力腐蚀开裂及其它紧急情况时，此焊接界面就可能会暴露于腐蚀性环境中，从而发生电偶腐蚀。目前尚无相关的研究报道。以此为背景，实验室对核电站实际使用的反应堆压力容器管嘴内壁的堆焊界面为研究对象，研究了界面微观结构与电偶腐蚀行为的关系，并对电偶腐蚀后的原子力显微镜（AFM）结果进行了详细的解析，发现耐蚀性能：308L/309L > 熔合线 > 回火贝氏体 > 回火马氏体 > MnS夹杂。试验结果对于核电站的长期安全、稳定运行具有重要意义。相关研究结果已发表于：Corrosion Science, 154（2019）49-60 

国产核电SA508-III/308L/309L堆焊界面电偶腐蚀SVET、AFM结果及AFM结果解析