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(yùn)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(kuò)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(kuò)展，導(dǎo)致部件失效，冷卻劑泄露，甚至機(jī)組停機(jī)，直接威脅核電站的安全運(yùn)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(diǎn)，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(yùn)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(yùn)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(shí)踐經(jīng)驗(yàn)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(hù)相關(guān)研究在借鑒國外實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)的同時，結(jié)合國內(nèi)實(shí)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(jī)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(shí)例。單純機(jī)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(shí)驗(yàn)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(jī)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(yùn)行。國內(nèi)外學(xué)者通過不同試驗(yàn)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(kuò)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(shí)驗(yàn)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(yàn)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(shí)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(shí)驗(yàn)方法和試樣類型，不同的試驗(yàn)方法可能會造成測試結(jié)果的不同。

2.2 SCC裂紋萌生與擴(kuò)展速率測試方法

上述標(biāo)準(zhǔn)中的金屬應(yīng)力腐蝕實(shí)驗(yàn)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(yàn)提供了支持和參考，如在裂紋萌生實(shí)驗(yàn)中通常采用SSRT試驗(yàn)、U型彎試驗(yàn)、C型環(huán)試驗(yàn)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(kuò)展長度進(jìn)行原位測量，以測定裂紋擴(kuò)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(tuán)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(kuò)展速率測試的T/CNS 5-2018等。團(tuán)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(shí)踐經(jīng)驗(yàn)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(shí)時控制及應(yīng)力腐蝕試驗(yàn)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(jī)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(qiáng)度、殘余應(yīng)力、應(yīng)力強(qiáng)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(yàn)（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(jī)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(jī)械加工試樣表面通常會形成穿晶裂紋，這與機(jī)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(qiáng)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(qiáng)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(yùn)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(qiáng)化效果和可操作性等優(yōu)點(diǎn)，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(diǎn)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(kuò)展速率（CGR）明顯增快，不銹鋼抗IGSCC性能減弱。Arioka等通過拉伸實(shí)驗(yàn)研究了冷加工316不銹鋼在高溫硼鋰溶液中的SCC擴(kuò)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(yùn)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(kuò)展提供了薄弱位置，進(jìn)而大大增速裂紋擴(kuò)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(qiáng)度，裂紋擴(kuò)展速率隨之增加。普遍認(rèn)為材料屈服強(qiáng)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(kuò)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(shí)驗(yàn)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(kuò)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。