堆内构件用不锈钢应力腐蚀开裂的影响因素

堆内构件是核电站的关键设备，具有支撑和固定堆芯组件作用，直接关系到反应堆的运行安全和效率，对保证反应堆系统的安全可靠至关重要。堆内构件主要采用抗腐蚀性能较好的奥氏体不锈钢加工制造，但在核反应堆运行工况下，工作在强中子辐射和高温水腐蚀等恶劣条件下的不锈钢易发生以应力腐蚀开裂（SCC）和辐照加速应力腐蚀开裂（IASCC）为代表的环境敏感断裂，这已成为影响核电设备长期安全运行的最关键问题。
国际上对反应堆堆内构件的SCC行为进行了较为全面的研究。如美国电力研究院EPRI（CIR项目）、橡树岭国家实验室（Halden反应堆项目）等对堆内构件开展了质子辐照模拟中子辐照损伤并分析IASCC机制、环境参数及材料化学元素对SCC影响分析、辐射分解和氢脆对SCC的影响评估等，其研究范围涵盖材料、水化学环境、发生机制等。法国材料老化研究院MAI（INTERNALS项目）开展了堆内构件不锈钢的微结构与晶界化学成分分析、SCC裂纹腐蚀结构分析、影响因素分析等研究。日本核能安全局JNES开展了SCC敏感性、断裂失效机制、裂纹扩展速率等研究。而国内在堆内构件不锈钢研究方面处于起步阶段，在高温水环境中进行国产核级不锈钢的SCC（特别是涉及辐照后的IASCC）敏感因素研究涉及甚少。苏州热工研究院研究人员在模拟压水堆核电站一回路水环境中开展了pH值和辐照损伤对国产堆内构件用不锈钢SCC影响因素的研究。
研究用材料是核电站堆内构件围板螺栓用奥氏体不锈钢（法国牌号Z6CND17.12)，（1060+/-10）℃高温固溶处理，水冷却。该材料屈服强度为606MPa，抗拉强度为658MPa，屈强比为0.92。研究表明，pH值和辐照损伤是影响核电堆内构件用不锈钢SCC性能的重要因素。
相比于pH为7.0的高温水环境，pH值为6.4与7.5将导致不锈钢伸长率与断裂时间降低。不锈钢的SCC敏感性在pH为7.0溶液中较小，为3.9%，在pH值为6.4与7.5水溶液条件下，SCC敏感性分别增大到7.3%与15.5%。这表明，高温水溶液的pH值对不锈钢的SCC性能有直接影响，pH值是影响SCC性能的重要敏感因素。根据SCC的阳极溶解模型，酸性溶液中的H+扩散进入材料裂纹尖端，试样在应力作用下，金属表面钝化膜被撕破，露出的新鲜金属与腐蚀液发生反应，形成了SCC裂纹。由于腐蚀液的渗入，裂纹两侧的表面也形成了大量的点蚀坑，这些点蚀成为裂纹源使试样表面产生微裂纹，微裂纹的形成使酸性溶液与新鲜金属接触，从而促进裂纹扩展。在碱性溶液环境中，在慢应变速率条件下溶液能够充分与裂纹内局部溶液进行传输交换，裂纹尖端溶液也有足够时间与裂纹尖端金属原子交互作用，使得裂纹尖端化学和电化学反应能够顺利进行，造成裂纹尖端碱性溶液局部浓缩，引起不锈钢SCC加速。
采用带电粒子辐照不锈钢后，由于辐照缺陷与局域形变对裂纹起裂的影响导致出现IASCC现象，显著增加了不锈钢的SCC敏感性。由于离子辐照损伤深度的限制，并不能观察到SSRT断口形貌的明显变化。（余冶）