奧氏體不銹鋼和鎳基合金因具有較好的塑韌性、耐腐蝕性能和加工性能，在壓水堆核電站 （PWR） 核島主設備中得到大量的使用。但對應力腐蝕開裂（SCC） 的敏感性，使得奧氏體不銹鋼和鎳基合金的 SCC 問題成為國際和國內PWR 設備材料最顯著的降質機理，裂紋在內部迅速擴展導致部件的失效、冷卻劑的泄漏和機組的停機，并帶來檢查、維修和更換成本的增加。

    國際上， 發生了大量的沸水堆（BWR）和 PWR 設備材料 SCC 的失效案例，如法國 Burry-3 核電站最早發現的反應堆壓力容器 （RPV） 頂部控制棒驅動機構 （CRDM） 貫穿件 SCC 泄漏；美國Davis-Besse 核電站因 RPV 頂蓋貫穿件處發生 SCC 導致硼酸泄露，腐蝕出一個大洞；美國 VC Summer 核電站一回路主管道異種金屬焊接接頭 SCC 導致大量硼酸泄漏。為此，世界核電業主、科研機構和核安全監管當局等都進行了大量的實驗研究，分析了應力腐蝕的各種機理、因素和規律， 發布了相應的技術報告（如IAEANP-T-3.13） 和管理要求 （ 如美國NUREG 0313），并采取了各種有效的預防和緩解措施。

    應力腐蝕是應力和腐蝕協同作用下，材料發生裂紋萌生、擴展和開裂。其影響要素包括：敏感材料、拉伸應力 （ 外加或殘余應力 ）、可以為腐蝕反應提供化學動力的環境。根據核電 SCC的機理和影響因素，主要類別有沿晶應力腐蝕開裂 （IGSCC）、穿晶應力腐蝕開裂 （TGSCC）、一回路水應力腐蝕開裂 （PWSCC） 和輻照促進應力腐蝕開裂（IASCC）。PWSCC 是指金屬材料在拉伸應力 （ 包括外加載荷，熱應力，冷加工、熱加工、焊接等所引起的殘余應力等 ）和特定的腐蝕介質 （ 一回路水環境 ） 協同作用下，出現的低于其強度極限的脆性開裂現象。

    PWSCC 與單純由機械應力造成的破壞不同，它在極低的應力水平下也能產生破壞；與單純由腐蝕引起的破壞也不同，腐蝕性極弱的介質也能引起 SCC，是危害性極大的應力腐蝕破壞形式。

    國內現狀

    SCC 是國內 PWR 設備部件材料失效的主要原因，在國內核電廠安全分析報告審查過程中，“反應堆冷卻劑壓力邊界材料”中所選材料與反應堆冷卻劑的相容性，包括 SCC 的傾向和控制措施等是重點審查內容。根據國內PWR 機組已發生的 SCC 失效案例，已在包括 SCC 的機理、預防、檢測、緩解、維修和評價等方面開展了研究和應用。

    SCC 失效分析

    根據統計，奧氏體不銹鋼管道和鎳基合金部件 SCC 導致的失效是國內 PWR 機組設備老化最突出的問題。幾乎國內所有運行核電站都產生了 SCC 導致設備部件失效問題。

    國內 SCC 的預防與緩解手段

    SCC 的主要預防與緩解措施，應從選材、應力和環境三個影響因素出發，結合部件的材料、加工工藝和服役條件綜合考慮，目前國際上較成熟和廣泛應用的手段如下表所示。

PWR機組SCC預防和緩解手段

    國內 PWR 機組針對 SCC 問題，包括潛在 SCC 失效風險和已發生 SCC 失效的部件，主要采取了以下的措施：

    1、選材

    PWR 冷卻劑壓力邊界設備選用抗 SCC 性能較優的合金材料，是 SCC 預防和緩解的基礎。比如，用 Inconel 690 合金和 Inconel 800 合金替代 Inconel 600 合金。早期PWR 主設備部件如 RPV 頂蓋及底部貫穿件和 J 型焊縫、穩壓器貫穿件和 J 型焊縫、接管安全端和 SG 傳熱管的母材和焊接大量使用 Inconel 600 合金和相關焊接材料（82/182 合金 ）。而大量失效案例證明其在核電高溫高壓水中易發生 SCC，為此設計上改進采用了比 Inconel 600 合金更高抗 SCC 性能的 Inconel690 合金和相關焊接材料 （52/152 和 52M 合金 ）。國內大亞灣和秦山一期 RPV 頂蓋貫穿件多次發生 SCC 導致的冷卻劑滲漏事件，為此業主在十年大修期間更換了 RPV 頂蓋，新貫穿件全部采用了抗 SCC 更強的 Inconel 690 合金和相應焊材。

    2、應力改善

    部件的外加應力或殘余應力是誘發SCC 失效關鍵要素之一。零部件加工、熱處理和焊接都易產生局部的高殘余應力，因此需要在這些制造過程中采取措施控制部件的殘余應力，以抑制 SCC 的發生。包括表面的機加工或打磨操作應保證表面粗糙度等滿足技術規范的要求，消除機加工刀痕等 SCC 敏感源的存在；對于熱處理應嚴格按照技術規范要求的流程和工藝參數實施，防止部件強度過高或產生內表面硬化層；對于焊接應控制焊接熱輸入量和優化焊接工藝等減少焊接殘余應力。改進焊接工藝可以有效降低 SCC 可能性，其中窄間隙焊接（NGW） 就是目前較成熟的一種方法。NGW 相對輸入熱量低，焊縫的收縮和母材變形小，可有效降低殘余應力。目前，國內核電主管道焊接已經逐漸使用自動NGW。此外，還可以通過特殊的工藝設計，如表面噴丸工藝、機械應力改善工藝 （MSIP） 等，改善部件表面應力或形成壓應力抑制 SCC 的發生。自 2008 年美國 Salem 核電廠為緩解 PWSCC 在 RPV接管安全端 82/182 合金焊縫上成功實施 MSIP 起，這些工藝已在美國 BWR 和PWR 中得到較多應用實踐，而在國內還處于實驗研究階段。

    3、環境改善

    通過改善部件材料的服役環境也可以控制 SCC 的發生和發展。應嚴格控制機組運行期間冷卻劑氧含量等水化學指標，并通過設計改善材料的局部冷卻劑環境，避免由于死水區內有害元素的濃縮導致的 SCC。國內 AP1000 機組 CRDMCanpoy 密封焊縫設計加強了此區域的內部充水和排水能力，Canpoy 密封焊縫區域設有排氣孔，在 CRDM 充水時能使它容易得到充水，從而減少了 SCC 的風險。此外，可以通過加強通風等方式來降低部件服役溫度，從而降低 SCC 的敏感性。此外，AP1000 設計中將 Zn 以液態醋酸鋅的形式加入反應堆一回路冷卻劑系統，在降低主系統的放射性劑量的同時還可以緩解 PWSCC，其主要原理是在材料的表面形成鉻氧化膜，以延緩 PWSCC 的萌生，實驗證明添加一定量的 Zn 可以使材料的腐蝕速率降低 3倍或更多。

    安全管理和建議

    國內 PWR 機組運行時間相對于世界核電 PWR BWR 機組來說還較短，但目前已經出現上文所述的多起 SCC 引發的設備失效事件。隨著國內 PWR 機組運行時間延長，SCC 問題將不可避免地不斷出現，對于核電站機組的正常運行和反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性都將是嚴峻的挑戰。因此，有必要開展相關的技術研發、儲備和壽命管理等工作，以提高國內核電站應對 SCC 問題的行業水平，以加強設備部件的壽命管理。

    1、核電廠SCC壽命管理

    目前國內運行核電廠均已編制了設備部件老化管理大綱，但缺少專門的應力腐蝕老化管理大綱。有效的核電廠SCC 老化管理大綱，應包括預防、緩解、監測、檢查、維修和更換等要素，其實施可以幫助減少 SCC 問題對核電廠可用性和安全性的影響。對于國內 PWR 存在SCC 失效風險的部位，如 CRDMΩ 奧氏體不銹鋼焊縫及相鄰母材、使用 Inconel600合金的貫穿件及相應使用 82/182 合金焊材的管道和貫穿件焊縫、高溫服役下的奧氏體不銹鋼彎管區域等，建議編制并納入 SCC 老化管理大綱管理。

    2、無損檢測技術的驗證

    針對 SCC 導致設備部件失效問題，較有效的手段是早期的無損檢測 （UT 為主 ）。鑒于 SCC 的萌生和擴展模式，其裂紋的形態、走向和開口尺寸均對 UT的靈敏度提出了較高要求，有必要在 UT靈敏度和定量精確性方面進行相應研究，包括尖端衍射法、相控陣檢測技術和真實應力腐蝕裂紋模擬體考核等。

    3、緩解手段的開發和鑒定

    針 對 SCC 失 效 部 件， 國 內 采 用OVERLAY 方式進行維修主要委托外國專業公司實施，有必要針對 OVERLAY 技術開展相應的技術研發和鑒定，包括OVERLAY 焊道的布置、焊縫壽命評價和焊接工藝等關鍵技術要點。此外，還應對 MSIP 等應力改善工藝進行技術研發和儲備。

    4、經驗反饋的實施

    針對應力腐蝕問題，經驗反饋是其中較重要的環節。應及時將核電廠運行期間發生的設備材料應力腐蝕失效案例反饋給相關的設計、制造和安裝等環節。

    如秦山二期主管道射線插塞及密封焊縫應力腐蝕失效，反饋到安裝環節，應根據安裝技術要求，注意插塞安裝的質量以防止局部的螺紋損傷或產生較大的裝配應力。只有加強經驗反饋，才能有效利用失效案例，促使設計、制造和安裝等環節的改進和優化，防止類似應力腐蝕失效案例的重復發生。

(資料來源：知網）