核电是改善环境和优化能源结构的重要举措。核电结构材料的可靠服役是核电站安全运转的基础。随着核电站的老化，研究核电关键结构材料的环境服役行为对核电站的寿命评估和安全管理至关重要。应力腐蚀开裂是材料在腐蚀环境和载荷交互作用下发生的一种脆性失效行为，是核电结构材料的一种主要环境失效方式，值得重点关注。堆心构件材料在服役中还受到辐照作用，会进一步加速应力腐蚀开裂过程。由于影响应力腐蚀开裂过程的因素很多，对其机理以及应对措施的研究一直是个难题。

近日，西安交大研究人员与密歇根大学核工程系合作，系统研究了退火处理对堆内构件不锈钢应力腐蚀裂纹扩展行为的影响。发现虽然退火处理可以使中子辐照材料的损伤缺陷以及力学性能得到明显回复，但是材料的裂纹扩展速度在氧化性水环境中并没有明显变化，而只有在还原性水环境中才会随着退火程度的增加而降低。进一步分析表明晶界 Si 元素的偏析程度是影响材料应力腐蚀裂纹扩展敏感性和环境敏感性的关键因素。这项工作对理解辐照加速应力腐蚀开裂的机制以及核电站的老化延寿具有重要指导意义。

在另一项工作中，研究人员采用慢应变速率拉伸的方法研究了压水堆电站中传热管材镍基 690 合金的应力腐蚀裂纹起始过程。690 合金自 80 年代投入使用以来电站现场还未出现开裂报道，其长期服役的可靠性仍备受关注。研究人员发现在动态加载下该材料也会发生应力腐蚀裂纹起始。其起始过程主要分为三个阶段：1、铬沿晶界扩散至表面发生氧化晶界，晶界发生迁移；2、表面氧化膜在动态应变作用下发生破裂，氧向晶界或晶界迁移区扩散导致择优氧化；3、晶间择优氧化导致晶界强度降低，裂纹逐渐在氧化物内萌生。这项工作第一次系统地解析了 690 合金应力腐蚀裂纹萌生的整个过程，为今后建立该合金的寿命预测模型奠定了基础。

以上两项工作分别以题为《退火处理对中子辐照 304L 不锈钢在沸水堆环境中应力腐蚀裂纹扩展速率的影响》（Theeffect?of?post-irradiation?annealing?on?the?stress?corrosion?crack?growthrate?of?neutron-irradiated?304L?stainless?steel?in?boiling?water?reactorenvironment）和《690 合金在模拟压水堆一回路环境中应力腐蚀裂纹萌生过程的高精度表征》（A?high-resolution?characterization?of?theinitiation?of?stress?corrosion?crack?in?Alloy?690?in?simulated?pressurizedwater?reactor?primary?water）发表在《腐蚀科学》（Corrosion?Science）（IF：6.355）上。文章链接为：https://doi.org/10.1016/j.corsci.2019.108183和https://doi.org/10.1016/j.corsci.2019.108243。

西安交通大学匡文军教授为文章的第一作者和通讯作者，合作者是美国密歇根大学核工程系的 Gary?Was 教授，JustinHesterberg 博士参与其中部分工作。