關于核電站用不銹鋼在高溫高壓水中應力腐蝕開裂行為的研究

隨著工業的快速發展，對能源的需求越來越大，傳統燃煤電廠對環境污染嚴重。在國際社會越來越重視溫室氣體排放、氣候變暖的形勢下，我國將發展核電列為解決環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了爆炸，由此造成大規模放射性核物質的泄漏，全球核電安全變得日益重要起來。目前全球運行的核電站堆型分為輕水反應堆和重水反應堆，其中輕水反應堆包括壓水堆（PWR）和沸水堆（BWR）。結構材料的腐蝕，特別是應力腐蝕開裂（SCC）是影響整個核電站設備與管道安全的主要問題。為提高核電設備的耐腐蝕性，在水冷核反應堆中結構材料大多選用具有較好耐腐蝕性和力學性能的鎳基合金與奧氏體不銹鋼，優越的耐腐蝕性能主要源于材料表面在腐蝕介質中形成了富鉻氧化膜（鈍化膜）。

核電金屬材料的服役環境通常是高溫高壓水環境，并伴有一定程度的輻照，苛刻的服役環境和長時間的暴露使核電站的結構材料處于易腐蝕狀態。高溫高壓水中的SCC是指敏感結構材料、腐蝕介質與應力共同加速作用下引起的裂紋由局部缺陷萌生、擴展以致發生開裂的過程。SCC一旦萌生便會在設備材料上迅速擴展，導致部件失效，冷卻劑泄露，甚至機組停機，直接威脅核電站的安全運行。因此，不銹鋼在核電站高溫高壓水環境中的應力腐蝕問題已成為國內外關注的焦點，尤其是近十年隨著對清潔能源應用與需求的提高以及對核電站安全運行要求嚴苛程度的增加，國際上關于核電站不銹鋼材料應力腐蝕的研究正處在快速增長期。

我國核電事業起步相對較晚，目前在運行和建設的核電站大多是引進堆型，并使用壓水堆型，相關技術不成熟，水化學基礎研究缺乏且薄弱，實踐經驗少，核電站所用結構材料主要為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。我國核電站結構材料防腐及輻射防護相關研究在借鑒國外實踐經驗的同時，結合國內實際情況，探索和應用著適合國內核電站的水化學技術。

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，在壓水堆核島主設備及管道和焊接處得到廣泛使用，主要服役在反應堆壓力容器堆焊層、堆內構件圍板螺栓、推動棒驅動機構、主反應堆冷卻劑系統管道等部位。20世紀70年代，曾在壓水堆主系統高應變硬化區域的不銹鋼材料上發現了有限的應力腐蝕實例。單純機械應力造成的開裂及常溫介質中的SCC不同，當不銹鋼應用于核電站高溫高壓水環境中，即使在應力極低的條件下也會產生開裂，且裂紋數量不多、深度較深、寬度較窄，方向基本與應力方向垂直，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環境參數對不銹鋼材料在核電站高溫高壓水中應力腐蝕行為的影響及材料、環境與應力應變等因素互相影響、協同作用有著重要的意義。

2 應力腐蝕實驗方法

2.1 常見SCC敏感性測試方法

核電站結構材料的SCC會帶來停機檢修等問題，未及時發現或處理不當將直接影響核電站的安全穩定運行。國內外學者通過不同試驗方法研究不銹鋼材料在不同環境中的應力腐蝕開裂行為、裂紋萌生情況及裂紋擴展速率（CGR）等。

結合標準GB/T15970-2018和ASTM E399，應力腐蝕試樣包括光滑試樣、帶缺口試樣和預制裂紋試樣，加載方式包括恒位移、恒載荷和慢應變速率。恒位移法在實驗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變化，但對應力不能準確量化，且對應力狀態的分析不明確。慢應變速率試驗則可簡化應力的施加和計算，使試樣完全斷裂測定某些參數以評定材料SCC敏感性，但設備相對復雜，確定應變速率值的影響因素較多，與彎曲試樣相比需要更厚實的束縛框架和加載方式?，F代分析測試手段如電化學噪聲技術可提供對局部腐蝕萌生與發展的原位、連續、無損監測。金屬材料的應力腐蝕性能與材料組織結構、應力水平和腐蝕介質等都有密切聯系，對應力腐蝕敏感性進行評估時應選擇合適的應力腐蝕實驗方法和試樣類型，不同的試驗方法可能會造成測試結果的不同。

2.2 SCC裂紋萌生與擴展速率測試方法

上述標準中的金屬應力腐蝕實驗方法通適用于常規條件下SCC敏感性的測試，也為核電特殊環境的試驗提供了支持和參考，如在裂紋萌生實驗中通常采用SSRT試驗、U型彎試驗、C型環試驗等；而緊湊拉伸（CT）試樣在測試中可與直流電位降法（DCPD）結合對裂紋擴展長度進行原位測量，以測定裂紋擴展速率。

近些年，針對核電站特殊嚴苛的高溫高壓水環境，我國設計了專用測試方法并制定了相關團體標準，如：關于裂紋萌生測試的T/CSTM 00080-2019、關于裂紋擴展速率測試的T/CNS 5-2018等。團體標準結合國內外既有標準和國內測試方法、技術文件、實踐經驗而定，為高溫高壓水環境中的試樣加載、水化學參數在線監測、實時控制及應力腐蝕試驗的順利、安全、有效進行提供了支持。

2.3 電化學測試方法

除直接測試金屬材料的SCC行為，腐蝕電化學也是評價金屬耐蝕性能、測定腐蝕速率、研究腐蝕機理的重要方法，我國也制定了相關標準，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境中的不銹鋼應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）、力學因素 （屈服強度、殘余應力、應力強度因子、載荷等）和水化學環境（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致的劃傷等在操作過程中不可避免。Scenini等通過慢應變速率試驗（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，與機械加工相比，經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域更易受到SCC的影響，使其具有更高的應力腐蝕敏感性。在模擬PWR一回路水環境中，機械加工試樣表面通常會形成穿晶裂紋，這與機加工痕跡有較大關系。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用的表面強化工藝，使用丸粒轟擊材料表面并植入殘余壓應力，可抵消傳熱管表面的部分拉應力，提升工件疲勞強度，明顯降低不銹鋼應力腐蝕敏感性。噴丸可影響材料表面宏觀狀態、微觀組織結構、硬度、殘余應力、馬氏體相變等，進而影響材料的應力腐蝕敏感性。激光噴丸技術由于作業時無反彈介質和反作用力產生，不存在影響設備正常運行的殘留物，可形成比普通噴丸更深的壓應力層，不傷害構件表面，具有顯著的強化效果和可操作性等優點，被認為是一種可應用在核電領域的技術，有廣闊的應用前景。

3.1.2 冷加工

核電設備加工、安裝、制造過程中的冷加工會改變材料內部的微觀結構，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，位錯與點缺陷使晶格發生滑動，晶界取向、位錯密度等產生變化，材料局部力學性能的改變和應力集中均增加了不銹鋼應力腐蝕開裂敏感性。

研究表明，在模擬壓水堆一回路水環境中，隨著不銹鋼冷加工程度的升高，SCC擴展速率（CGR）明顯增快，不銹鋼抗IGSCC性能減弱。Arioka等通過拉伸實驗研究了冷加工316不銹鋼在高溫硼鋰溶液中的SCC擴展行為，一般地裂紋尖端為高應力區，冷加工過程產生的空位缺陷會在應力梯度的作用下向晶界方向運動，并沿著晶界向高應力區移動，在局部區域形成較高的空位密度，在裂紋的前沿及周圍區域形成孔洞，孔洞和高空位密度的出現顯著降低了晶界處的力學性能，使晶界結合能減弱，為裂紋擴展提供了薄弱位置，進而大大增速裂紋擴展。此外，Terachi等指出304、316不銹鋼試樣冷加工過程產生的空位和位錯還可顯著增加材料屈服強度，裂紋擴展速率隨之增加。普遍認為材料屈服強度σy與CGR之間的

3.1.3 熱處理

不銹鋼材料在生產過程中一般經過固溶、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，表現出抵抗一般腐蝕和局部腐蝕的良好性能，但暴露在高溫環境中的不銹鋼在晶界處析出和沉淀富鉻碳化物 （Cr23C6），晶界處的貧鉻現象是奧氏體不銹鋼耐晶間腐蝕和應力腐蝕性能下降的主要原因之一，適當的時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不銹鋼中溶質原子與雜質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；而在裂紋擴展期，固溶時間較長的試樣呈現出明顯更優的耐晶間腐蝕性能。實驗結果表明，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，敏化態不銹鋼腐蝕速率和裂紋擴展速率均明顯增加。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不銹鋼晶界處發生貧鉻現象，SCC敏感性上升，更易發生IGSCC。