吕战鹏 上海大学材料科学与工程学院材料研究所

 

    研究背景

 

    以应力腐蚀开裂（SCC）和腐蚀疲劳为代表的环境促进开裂是影响核电站关键材料服役性能和长期安全运行的重要因素。温度是影响水冷堆核电站材料环境促进开裂的重要工程参数之一，高温水环境使得服役于其中材料的SCC具有独特的动力学特征。核电材料在高温水中出现的一些SCC现象，如果是在常温下其速率会很低甚至不易被察觉。不同类型核电站热工设计不同，比如压水堆核电站核岛部分工作温度高于沸水堆核电站核岛部分工作温度。核电站中与冷却剂接触的构件依部位不同其所处的温度也有所不同，其失效形式和（或）失效动力学也会发生变化。表征温度对SCC的影响对于工程设计和运行管理具有重要意义，也可以为认识应力腐蚀机理和控制因素分析提供重要信息。另一方面，由于SCC体系是涉及材料、环境和力学因素以及这些因素交互作用的复杂系统，理论上讲温度会影响该复杂系统中涉及的所有物理和化学参数，导致定量实验评价困难和确定性分析的复杂性。本项针对核电站已经发生的几类奥氏体不锈钢SCC现象，结合SCC实验研究和动力学过程分析，研究复杂体系SCC体系的热激活过程及其与力学因素和环境因素的交互作用。结果表明，温度对奥氏体不锈钢SCC扩展速率的影响与环境介质条件密切相关，不同的水质条件会导致不同类型的扩展速率-温度相关性。SCC表观活化能在特定温度区间不总是表现为常数，并且会受到测试方法、材料力学参数和载荷水平的影响。