呂戰(zhàn)鵬 上海大學(xué)材料科學(xué)與工程學(xué)院材料研究所

 

    研究背景

 

    以應(yīng)力腐蝕開裂（SCC）和腐蝕疲勞為代表的環(huán)境促進(jìn)開裂是影響核電站關(guān)鍵材料服役性能和長(zhǎng)期安全運(yùn)行的重要因素。溫度是影響水冷堆核電站材料環(huán)境促進(jìn)開裂的重要工程參數(shù)之一，高溫水環(huán)境使得服役于其中材料的SCC具有獨(dú)特的動(dòng)力學(xué)特征。核電材料在高溫水中出現(xiàn)的一些SCC現(xiàn)象，如果是在常溫下其速率會(huì)很低甚至不易被察覺(jué)。不同類型核電站熱工設(shè)計(jì)不同，比如壓水堆核電站核島部分工作溫度高于沸水堆核電站核島部分工作溫度。核電站中與冷卻劑接觸的構(gòu)件依部位不同其所處的溫度也有所不同，其失效形式和（或）失效動(dòng)力學(xué)也會(huì)發(fā)生變化。表征溫度對(duì)SCC的影響對(duì)于工程設(shè)計(jì)和運(yùn)行管理具有重要意義，也可以為認(rèn)識(shí)應(yīng)力腐蝕機(jī)理和控制因素分析提供重要信息。另一方面，由于SCC體系是涉及材料、環(huán)境和力學(xué)因素以及這些因素交互作用的復(fù)雜系統(tǒng)，理論上講溫度會(huì)影響該復(fù)雜系統(tǒng)中涉及的所有物理和化學(xué)參數(shù)，導(dǎo)致定量實(shí)驗(yàn)評(píng)價(jià)困難和確定性分析的復(fù)雜性。本項(xiàng)針對(duì)核電站已經(jīng)發(fā)生的幾類奧氏體不銹鋼SCC現(xiàn)象，結(jié)合SCC實(shí)驗(yàn)研究和動(dòng)力學(xué)過(guò)程分析，研究復(fù)雜體系SCC體系的熱激活過(guò)程及其與力學(xué)因素和環(huán)境因素的交互作用。結(jié)果表明，溫度對(duì)奧氏體不銹鋼SCC擴(kuò)展速率的影響與環(huán)境介質(zhì)條件密切相關(guān)，不同的水質(zhì)條件會(huì)導(dǎo)致不同類型的擴(kuò)展速率-溫度相關(guān)性。SCC表觀活化能在特定溫度區(qū)間不總是表現(xiàn)為常數(shù)，并且會(huì)受到測(cè)試方法、材料力學(xué)參數(shù)和載荷水平的影響。