匡文军课题组：核电关键结构材料环境损伤领域取得新进展

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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，西安交通大学匡文军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》（The effect of post-irradiation annealing on the stress corrosion crack growth rate of neutron-irradiated 304L stainless steel in boiling water reactor environment）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 the initiation of stress corrosion crack in Alloy 690 in simulated pressurized water 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，Justin Hesterberg博士参与其中部分工作。


       应力腐蚀是指在拉应力作用下，金属在腐蚀介质中引起的破坏。不锈钢的应力腐蚀是不锈钢失效中发生次数最多，后果最严重的腐蚀形式。若腐蚀过程中有轻微裂纹的产生，其扩展速率比其他腐蚀类型快几个数量级，造成灾难性的后果。化工厂，核电站，锅炉等都出现过不锈钢材料应力腐蚀开裂的现象。核电站反应堆堆芯中堆内构件为304NG不锈钢，在高温高压、强辐照的水环境中，发生过辐照促进应力腐蚀（IASCC）现象。严格控制核电站服役环境是目前解决该问题最有效的方法之一。



       匡文军，博士，西安交通大学教授。，2011年博士毕业于中科院金属研究所，博士期间主要研究核电站结构材料在高温水中的氧化行为，获师昌绪一等奖，中科院院长优秀奖。2012-2013年在宾夕法尼亚州立大学从事博士后研究。从2013年至今在密歇根大学核工程系Gary Was教授课题组从事核电站结构材料的应力腐蚀开裂行为研究工作。