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核反应堆压力容器(RPV)堆焊层长期服役于高温高压水环境中，腐蚀疲劳失效是其潜在的失效形式之一。在高温高压水环境下对RPV环锻件308L/309L不锈钢堆焊层材料进行腐蚀疲劳试验后利用金相显微镜、扫描电镜(SEM)、能谱仪(EDS)对样品进行微观结构、裂纹及断口分析。发现堆焊层材料沿壁厚方向组织分布不均匀，腐蚀疲劳断口粗糙，多裂纹源起始，样品标距段表面存在大量台阶状微裂纹。讨论了RPV不锈钢堆焊层材料高温高压水中可能的环境疲劳机制。