【引言】

奧氏體不銹鋼是核電站冷卻裝置的重要組成材料，奧氏體不銹鋼在輻照條件下的應力腐蝕斷裂性能（IASCC）直接關系到核電站維護過程。IASCC是由輻照誘發損傷、腐蝕與應力協同作用所產生的一種復雜現象。就像曬太陽時間長了后不僅臉會黑，皮膚也會干裂一樣。目前，對于輻射光的研究主要集中在輻照所引起的組織與性能的改變這兩個方面。而對于IASCC中腐蝕機理的研究卻報道甚少。此前的研究成果還未充分揭開輻照服飾的神秘面紗，說明了我們對于輻照影響下的腐蝕特別是輻照后的腐蝕機制還不是十分了解。

【成果簡介】

日前，中科院金屬所研究員彭群家（通訊作者）在Corrosion Science上發表了一篇名為“Effect of Irradiation on Corrosion of 304 Nuclear Grade Stainless Steel in Simulated PWR Primary Water”的文章。該文通過模擬核電廠壓水堆（PWR）原水環境，研究了304核級不銹鋼（304NG SS）在輻照條件下的腐蝕機制。研究成果主要有如下三點：（1）增大輻射劑量會使位金屬內位錯環密度提高和尺寸增大，同時也會增加晶界處的Cr元素損耗。（2）由于輻照誘發缺陷會促進腐蝕，所以輻射劑量的增加會提高氧化層的厚度。（3）由于輻照誘發偏析（RIS）效應會誘發組織缺陷和Cr元素耗散，所以輻照會促進其在模擬PWR原水中的晶間腐蝕。同時RIS效應會增加晶界的局部腐蝕現象，所以增大輻射劑量會促進形成IASCC的裂紋源。

【圖文導讀】

圖1：不同照射條件下TEM明場像照片

（a）輻照劑量為零；

（b）輻照劑量0.5-dpa；

（c）輻照劑量3-dpa。

經過輻照的試樣產生了大量位錯環，并且輻射劑量的增加會使位錯環變大。

圖2：不同輻照劑量下， Cr、Ni元素在晶界處的含量

（a）固溶退火狀態下（輻照劑量為零）；

（b）輻照劑量0.5-dpa；

（c）輻照劑量3-dpa。

晶界處的Cr元素隨著輻照增加而減少。

圖3：不同輻照后304NG SS氧化層的光電子能譜深度和氧化層厚度

（a） 304NG SS經不同輻照條件后，在320℃的模擬PWR原水中暴露500小時樣品氧化層的深度。（虛線：氧氣濃度下降至50%界定的氧化層厚度的值）；

（b）不同輻照條件下304NG SS氧化層的厚度；

圖4：經不同輻照后氧化層區域剖面的透射電鏡照片、面掃描圖片和線掃描結果

（a）TEM照片；Pt coating為鉑涂層，紅色實線為線掃描取樣線，箭頭所指為點分析結果，箭頭尾部為點分析取樣點；

（b）面掃描照片：面掃描圖分析了Fe、O、Ni、Cr四種元素，其中較亮區域為元素聚集區；

（c）線掃描分析結果：線掃描圖片中氧化層厚度隨輻射劑量增加而變厚。

圖5：經3-dpa輻照后晶間氧化區剖面的透射電鏡照片、面掃描圖片和線掃描結果

（a）TEM照片：兩條白色虛線為線掃描取樣線，在3-dpa的輻照劑量下，氧化層達到了120nm深；

（b）面掃描照片；

（c）氧化區線掃描分析結果；

（d）未氧化區線掃描分析結果：RIS效應引起了晶界成分偏析

圖6：未經輻照與經受輻照后晶間腐蝕過程的對比

（a-c）非輻照腐蝕過程；

（d-f）輻照腐蝕過程。

在未經輻照時，腐蝕情況較輕。在晶間腐蝕過程中，腐蝕深度會受到富Ni元素區的阻礙而停止腐蝕。經過輻照后，RIS在晶界處引起了Cr元素的大量耗散，同時產生大量空位，加速了金屬陽離子向外層溶解。在金屬陽離子與氧離子結合的協同作用下，較大程度地提高了晶間腐蝕。

【小結】

研究模擬了PWR原水環境，對304核級不銹鋼輻照腐蝕過程進行了細致的研究。研究結果相對于之前的相關研究更為細致深入，分析了奧氏體不銹鋼在輻照條件下的內部腐蝕機制并作出合理的解釋。研究成果讓人們能夠更好地理解核級奧氏體腐蝕過程，進一步促進核電事業的發展。

文獻鏈接：Deng P, Peng Q, Han E H, et al. Effect of Irradiation on Corrosion of 304 Nuclear Grade Stainless Steel in Simulated PWR Primary Water[J]. Corrosion Science, 2017.