核電是改善環境和優化能源結構的重要舉措。核電結構材料的可靠服役是核電站安全運轉的基礎。隨著核電站的老化，研究核電關鍵結構材料的環境服役行為對核電站的壽命評估和安全管理至關重要。應力腐蝕開裂是材料在腐蝕環境和載荷交互作用下發生的一種脆性失效行為，是核電結構材料的一種主要環境失效方式，值得重點關注。堆心構件材料在服役中還受到輻照作用，會進一步加速應力腐蝕開裂過程。由于影響應力腐蝕開裂過程的因素很多，對其機理以及應對措施的研究一直是個難題。

近日，西安交大研究人員與密歇根大學核工程系合作，系統研究了退火處理對堆內構件不銹鋼應力腐蝕裂紋擴展行為的影響。發現雖然退火處理可以使中子輻照材料的損傷缺陷以及力學性能得到明顯回復，但是材料的裂紋擴展速度在氧化性水環境中并沒有明顯變化，而只有在還原性水環境中才會隨著退火程度的增加而降低。進一步分析表明晶界 Si 元素的偏析程度是影響材料應力腐蝕裂紋擴展敏感性和環境敏感性的關鍵因素。這項工作對理解輻照加速應力腐蝕開裂的機制以及核電站的老化延壽具有重要指導意義。

在另一項工作中，研究人員采用慢應變速率拉伸的方法研究了壓水堆電站中傳熱管材鎳基 690 合金的應力腐蝕裂紋起始過程。690 合金自 80 年代投入使用以來電站現場還未出現開裂報道，其長期服役的可靠性仍備受關注。研究人員發現在動態加載下該材料也會發生應力腐蝕裂紋起始。其起始過程主要分為三個階段：1、鉻沿晶界擴散至表面發生氧化晶界，晶界發生遷移；2、表面氧化膜在動態應變作用下發生破裂，氧向晶界或晶界遷移區擴散導致擇優氧化；3、晶間擇優氧化導致晶界強度降低，裂紋逐漸在氧化物內萌生。這項工作第一次系統地解析了 690 合金應力腐蝕裂紋萌生的整個過程，為今后建立該合金的壽命預測模型奠定了基礎。

以上兩項工作分別以題為《退火處理對中子輻照 304L 不銹鋼在沸水堆環境中應力腐蝕裂紋擴展速率的影響》（Theeffect?of?post-irradiation?annealing?on?the?stress?corrosion?crack?growthrate?of?neutron-irradiated?304L?stainless?steel?in?boiling?water?reactorenvironment）和《690 合金在模擬壓水堆一回路環境中應力腐蝕裂紋萌生過程的高精度表征》（A?high-resolution?characterization?of?theinitiation?of?stress?corrosion?crack?in?Alloy?690?in?simulated?pressurizedwater?reactor?primary?water）發表在《腐蝕科學》（Corrosion?Science）（IF：6.355）上。文章鏈接為：https://doi.org/10.1016/j.corsci.2019.108183和https://doi.org/10.1016/j.corsci.2019.108243。

西安交通大學匡文軍教授為文章的第一作者和通訊作者，合作者是美國密歇根大學核工程系的 Gary?Was 教授，JustinHesterberg 博士參與其中部分工作。