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。

日前，西安交通大學的科研人員與密歇根大學核工程系，共同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。研究發現，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。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。發現主要分為三個階段：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。

以上兩項工作發表在腐蝕領域著名 期 刊 Corrosion Science（IF：6.355）上。西安交通大學匡文軍教授為第一作者和通訊作者，第一通訊單位為西安交通大學材料學院金屬材料強度國家重點實驗室微納中心。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。文章鏈接：https://doi.org/10.1016/j.corsci.2019.108183