應(yīng)力腐蝕開裂是材料在腐蝕環(huán)境和載荷交互作用下發(fā)生的一種脆性失效行為，是核電結(jié)構(gòu)材料的一種主要環(huán)境失效方式，值得重點(diǎn)關(guān)注。

日前，西安交通大學(xué)的科研人員與密歇根大學(xué)核工程系，共同系統(tǒng)研究了退火處理對(duì)堆內(nèi)構(gòu)件不銹鋼應(yīng)力腐蝕裂紋擴(kuò)展行為的影響。研究發(fā)現(xiàn)，雖然退火處理可以使中子輻照材料的損傷缺陷以及力學(xué)性能得到明顯回復(fù)，但是材料的裂紋擴(kuò)展速度在氧化性水環(huán)境中并沒有明顯變化，而只有在還原性水環(huán)境中才會(huì)隨著退火程度的增加而降低。分析表明晶界 Si 元素的偏析程度是影響材料應(yīng)力腐蝕裂紋擴(kuò)展敏感性和環(huán)境敏感性的關(guān)鍵因素。這項(xiàng)工作對(duì)理解輻照加速應(yīng)力腐蝕開裂的機(jī)制以及核電站的老化延壽具有重要指導(dǎo)意義。

在另一項(xiàng)工作中，研究人員采用慢應(yīng)變速率拉伸的方法研究了壓水堆電站中傳熱管材鎳基 690 合金的應(yīng)力腐蝕裂紋起始過程。發(fā)現(xiàn)主要分為三個(gè)階段：1、鉻沿晶界擴(kuò)散至表面發(fā)生氧化晶界，晶界發(fā)生遷移；2、表面氧化膜在動(dòng)態(tài)應(yīng)變作用下發(fā)生破裂，氧向晶界或晶界遷移區(qū)擴(kuò)散導(dǎo)致?lián)駜?yōu)氧化；3、晶間擇優(yōu)氧化導(dǎo)致晶界強(qiáng)度降低，裂紋逐漸在氧化物內(nèi)萌生。這項(xiàng)工作第一次系統(tǒng)地解析了 690 合金應(yīng)力腐蝕裂紋萌生的整個(gè)過程，為今后建立該合金的壽命預(yù)測(cè)模型奠定了基礎(chǔ)。

以上兩項(xiàng)工作發(fā)表在腐蝕領(lǐng)域著名 期 刊 Corrosion Science（IF：6.355）上。西安交通大學(xué)匡文軍教授為第一作者和通訊作者，第一通訊單位為西安交通大學(xué)材料學(xué)院金屬材料強(qiáng)度國家重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室微納中心。合作者是美國密歇根大學(xué)核工程系的 Gary Was 教授，JustinHesterberg 博士參與其中部分工作。文章鏈接：https://doi.org/10.1016/j.corsci.2019.108183