隨著工業(yè)的快速發(fā)展，對能源的需求越來越大，傳統(tǒng)燃煤電廠對環(huán)境污染嚴(yán)重。在國際社會越來越重視溫室氣體排放、氣候變暖的形勢下，我國將發(fā)展核電列為解決環(huán)境問題的重要舉措之一。1986年切爾諾貝利與2011年日本福島核事故引發(fā)了爆炸，由此造成大規(guī)模放射性核物質(zhì)的泄漏，全球核電安全變得日益重要起來。目前全球運行的核電站堆型分為輕水反應(yīng)堆和重水反應(yīng)堆，其中輕水反應(yīng)堆包括壓水堆（PWR）和沸水堆（BWR）。結(jié)構(gòu)材料的腐蝕，特別是應(yīng)力腐蝕開裂（SCC）是影響整個核電站設(shè)備與管道安全的主要問題。為提高核電設(shè)備的耐腐蝕性，在水冷核反應(yīng)堆中結(jié)構(gòu)材料大多選用具有較好耐腐蝕性和力學(xué)性能的鎳基合金與奧氏體不銹鋼，優(yōu)越的耐腐蝕性能主要源于材料表面在腐蝕介質(zhì)中形成了富鉻氧化膜（鈍化膜）。

核電金屬材料的服役環(huán)境通常是高溫高壓水環(huán)境，并伴有一定程度的輻照，苛刻的服役環(huán)境和長時間的暴露使核電站的結(jié)構(gòu)材料處于易腐蝕狀態(tài)。高溫高壓水中的SCC是指敏感結(jié)構(gòu)材料、腐蝕介質(zhì)與應(yīng)力共同加速作用下引起的裂紋由局部缺陷萌生、擴展以致發(fā)生開裂的過程。SCC一旦萌生便會在設(shè)備材料上迅速擴展，導(dǎo)致部件失效，冷卻劑泄露，甚至機組停機，直接威脅核電站的安全運行。因此，不銹鋼在核電站高溫高壓水環(huán)境中的應(yīng)力腐蝕問題已成為國內(nèi)外關(guān)注的焦點，尤其是近十年隨著對清潔能源應(yīng)用與需求的提高以及對核電站安全運行要求嚴(yán)苛程度的增加，國際上關(guān)于核電站不銹鋼材料應(yīng)力腐蝕的研究正處在快速增長期。

我國核電事業(yè)起步相對較晚，目前在運行和建設(shè)的核電站大多是引進(jìn)堆型，并使用壓水堆型，相關(guān)技術(shù)不成熟，水化學(xué)基礎(chǔ)研究缺乏且薄弱，實踐經(jīng)驗少，核電站所用結(jié)構(gòu)材料主要為304、316不銹鋼，鎳基合金600、690，焊接金屬鎳基52/152合金以及碳鋼等。我國核電站結(jié)構(gòu)材料防腐及輻射防護相關(guān)研究在借鑒國外實踐經(jīng)驗的同時，結(jié)合國內(nèi)實際情況，探索和應(yīng)用著適合國內(nèi)核電站的水化學(xué)技術(shù)。

1 核電不銹鋼的SCC

不銹鋼由于具有較好的塑韌性、耐腐蝕性能和加工性能，在壓水堆核島主設(shè)備及管道和焊接處得到廣泛使用，主要服役在反應(yīng)堆壓力容器堆焊層、堆內(nèi)構(gòu)件圍板螺栓、推動棒驅(qū)動機構(gòu)、主反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道等部位。20世紀(jì)70年代，曾在壓水堆主系統(tǒng)高應(yīng)變硬化區(qū)域的不銹鋼材料上發(fā)現(xiàn)了有限的應(yīng)力腐蝕實例。單純機械應(yīng)力造成的開裂及常溫介質(zhì)中的SCC不同，當(dāng)不銹鋼應(yīng)用于核電站高溫高壓水環(huán)境中，即使在應(yīng)力極低的條件下也會產(chǎn)生開裂，且裂紋數(shù)量不多、深度較深、寬度較窄，方向基本與應(yīng)力方向垂直，SCC可以是穿晶型（TGSCC）或是沿晶型（IGSCC）。因此，分析不同材料加工過程和水化學(xué)環(huán)境參數(shù)對不銹鋼材料在核電站高溫高壓水中應(yīng)力腐蝕行為的影響及材料、環(huán)境與應(yīng)力應(yīng)變等因素互相影響、協(xié)同作用有著重要的意義。

2 應(yīng)力腐蝕實驗方法

2.1 常見SCC敏感性測試方法

核電站結(jié)構(gòu)材料的SCC會帶來停機檢修等問題，未及時發(fā)現(xiàn)或處理不當(dāng)將直接影響核電站的安全穩(wěn)定運行。國內(nèi)外學(xué)者通過不同試驗方法研究不銹鋼材料在不同環(huán)境中的應(yīng)力腐蝕開裂行為、裂紋萌生情況及裂紋擴展速率（CGR）等。

結(jié)合標(biāo)準(zhǔn)GB/T15970-2018和ASTM E399，應(yīng)力腐蝕試樣包括光滑試樣、帶缺口試樣和預(yù)制裂紋試樣，加載方式包括恒位移、恒載荷和慢應(yīng)變速率。恒位移法在實驗前通過夾具或螺栓等對金屬材料施加恒定的總位移量，常包括彎曲試樣、U型、C型試樣等，該方法加載方式簡單，固定夾具廉價，適合試樣尺寸在較寬范圍內(nèi)變化，但對應(yīng)力不能準(zhǔn)確量化，且對應(yīng)力狀態(tài)的分析不明確。慢應(yīng)變速率試驗則可簡化應(yīng)力的施加和計算，使試樣完全斷裂測定某些參數(shù)以評定材料SCC敏感性，但設(shè)備相對復(fù)雜，確定應(yīng)變速率值的影響因素較多，與彎曲試樣相比需要更厚實的束縛框架和加載方式?，F(xiàn)代分析測試手段如電化學(xué)噪聲技術(shù)可提供對局部腐蝕萌生與發(fā)展的原位、連續(xù)、無損監(jiān)測。金屬材料的應(yīng)力腐蝕性能與材料組織結(jié)構(gòu)、應(yīng)力水平和腐蝕介質(zhì)等都有密切聯(lián)系，對應(yīng)力腐蝕敏感性進(jìn)行評估時應(yīng)選擇合適的應(yīng)力腐蝕實驗方法和試樣類型，不同的試驗方法可能會造成測試結(jié)果的不同。

2.2 SCC裂紋萌生與擴展速率測試方法

上述標(biāo)準(zhǔn)中的金屬應(yīng)力腐蝕實驗方法通適用于常規(guī)條件下SCC敏感性的測試，也為核電特殊環(huán)境的試驗提供了支持和參考，如在裂紋萌生實驗中通常采用SSRT試驗、U型彎試驗、C型環(huán)試驗等；而緊湊拉伸（CT）試樣在測試中可與直流電位降法（DCPD）結(jié)合對裂紋擴展長度進(jìn)行原位測量，以測定裂紋擴展速率。

近些年，針對核電站特殊嚴(yán)苛的高溫高壓水環(huán)境，我國設(shè)計了專用測試方法并制定了相關(guān)團體標(biāo)準(zhǔn)，如：關(guān)于裂紋萌生測試的T/CSTM 00080-2019、關(guān)于裂紋擴展速率測試的T/CNS 5-2018等。團體標(biāo)準(zhǔn)結(jié)合國內(nèi)外既有標(biāo)準(zhǔn)和國內(nèi)測試方法、技術(shù)文件、實踐經(jīng)驗而定，為高溫高壓水環(huán)境中的試樣加載、水化學(xué)參數(shù)在線監(jiān)測、實時控制及應(yīng)力腐蝕試驗的順利、安全、有效進(jìn)行提供了支持。

2.3 電化學(xué)測試方法

除直接測試金屬材料的SCC行為，腐蝕電化學(xué)也是評價金屬耐蝕性能、測定腐蝕速率、研究腐蝕機理的重要方法，我國也制定了相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)，如GB/T 24196-2009、T/CNS 6-2018和T/CNS 3-2018等。

3 影響高溫高壓水中SCC的因素

核電站高溫高壓水環(huán)境中的不銹鋼應(yīng)力腐蝕行為受制于各方面因素的綜合影響，主要包括材料因素（表面處理、冷加工、熱處理過程等）、力學(xué)因素 （屈服強度、殘余應(yīng)力、應(yīng)力強度因子、載荷等）和水化學(xué)環(huán)境（溫度、pH、陰離子、溶解氧等）。

3.1 材料因素

3.1.1 表面處理

材料表面缺陷及加工導(dǎo)致的劃傷等在操作過程中不可避免。Scenini等通過慢應(yīng)變速率試驗（SSRT）指出，在高溫冷卻劑中表面處理對SCC裂紋萌生起著重要作用，與機械加工相比，經(jīng)過氧化物懸浮液拋光（OPS）的304L不銹鋼試樣表面δ鐵素體/奧氏體界面附近的區(qū)域更易受到SCC的影響，使其具有更高的應(yīng)力腐蝕敏感性。在模擬PWR一回路水環(huán)境中，機械加工試樣表面通常會形成穿晶裂紋，這與機加工痕跡有較大關(guān)系。而得到良好拋光的材料表面只有少量穿晶裂紋，裂紋形貌主要是沿晶的。

噴丸作為一種廣泛應(yīng)用的表面強化工藝，使用丸粒轟擊材料表面并植入殘余壓應(yīng)力，可抵消傳熱管表面的部分拉應(yīng)力，提升工件疲勞強度，明顯降低不銹鋼應(yīng)力腐蝕敏感性。噴丸可影響材料表面宏觀狀態(tài)、微觀組織結(jié)構(gòu)、硬度、殘余應(yīng)力、馬氏體相變等，進(jìn)而影響材料的應(yīng)力腐蝕敏感性。激光噴丸技術(shù)由于作業(yè)時無反彈介質(zhì)和反作用力產(chǎn)生，不存在影響設(shè)備正常運行的殘留物，可形成比普通噴丸更深的壓應(yīng)力層，不傷害構(gòu)件表面，具有顯著的強化效果和可操作性等優(yōu)點，被認(rèn)為是一種可應(yīng)用在核電領(lǐng)域的技術(shù)，有廣闊的應(yīng)用前景。

3.1.2 冷加工

核電設(shè)備加工、安裝、制造過程中的冷加工會改變材料內(nèi)部的微觀結(jié)構(gòu)，如奧氏體不銹鋼彎曲、焊接、研磨、沖壓等過程會使材料塑性變形，位錯與點缺陷使晶格發(fā)生滑動，晶界取向、位錯密度等產(chǎn)生變化，材料局部力學(xué)性能的改變和應(yīng)力集中均增加了不銹鋼應(yīng)力腐蝕開裂敏感性。

研究表明，在模擬壓水堆一回路水環(huán)境中，隨著不銹鋼冷加工程度的升高，SCC擴展速率（CGR）明顯增快，不銹鋼抗IGSCC性能減弱。Arioka等通過拉伸實驗研究了冷加工316不銹鋼在高溫硼鋰溶液中的SCC擴展行為，一般地裂紋尖端為高應(yīng)力區(qū)，冷加工過程產(chǎn)生的空位缺陷會在應(yīng)力梯度的作用下向晶界方向運動，并沿著晶界向高應(yīng)力區(qū)移動，在局部區(qū)域形成較高的空位密度，在裂紋的前沿及周圍區(qū)域形成孔洞，孔洞和高空位密度的出現(xiàn)顯著降低了晶界處的力學(xué)性能，使晶界結(jié)合能減弱，為裂紋擴展提供了薄弱位置，進(jìn)而大大增速裂紋擴展。此外，Terachi等指出304、316不銹鋼試樣冷加工過程產(chǎn)生的空位和位錯還可顯著增加材料屈服強度，裂紋擴展速率隨之增加。普遍認(rèn)為材料屈服強度σy與CGR之間的

3.1.3 熱處理

不銹鋼材料在生產(chǎn)過程中一般經(jīng)過固溶、敏化、時效等熱處理工藝，高溫對材料顯微組織的演化及抗腐蝕性能具有較大影響。不銹鋼在退火條件下具有高于13%的Cr含量，表現(xiàn)出抵抗一般腐蝕和局部腐蝕的良好性能，但暴露在高溫環(huán)境中的不銹鋼在晶界處析出和沉淀富鉻碳化物 （Cr23C6），晶界處的貧鉻現(xiàn)象是奧氏體不銹鋼耐晶間腐蝕和應(yīng)力腐蝕性能下降的主要原因之一，適當(dāng)?shù)臅r效處理可緩解貧鉻問題。

對于一定溫度下的固溶處理（如1100℃），隨著固溶時間的延長，316L不銹鋼中溶質(zhì)原子與雜質(zhì)原子固溶效果逐漸充分，顯微硬度升高，晶粒尺寸增大。在晶間腐蝕裂紋萌生期，不同固溶處理方式對試樣腐蝕速率的影響不明顯；而在裂紋擴展期，固溶時間較長的試樣呈現(xiàn)出明顯更優(yōu)的耐晶間腐蝕性能。實驗結(jié)果表明，1100 ℃下固溶處理0.5~1 h的不銹鋼具有更好的綜合性能。相較于固溶處理，敏化態(tài)不銹鋼腐蝕速率和裂紋擴展速率均明顯增加。顯然，敏化處理不利于316L不銹鋼耐SCC性能的提升，敏化過程易使304不銹鋼晶界處發(fā)生貧鉻現(xiàn)象，SCC敏感性上升，更易發(fā)生IGSCC。