核电结构材料应力腐蚀开裂SCC

2021-01-03

核电结构材料应力腐蚀开裂（SCC）

核电发展的最重要前提始终是核电运行的安全性和经济性。核电站关键结构材料在高温高压水和辐照环境下长期服役的可靠性和稳定性是影响核电站的安全性和经济性的重要因素。研究及电站运行经验表明，主回路焊接部位的应力腐蚀开裂与环境疲劳、压力容器的辐照脆化与环境疲劳、蒸汽发生器传热管的腐蚀与应力腐蚀开裂、二回路的流动加速腐蚀及主管道的热老化等是影响电站运行安全性与经济性的主要材料环境损伤模式。

材料内部存在的应力超过一定阈值时，会引发SCC（应力腐蚀开裂）现象。残余应力和应变的存在会增加材料的SCC敏感性，是诱发SCC的主要因素之一。在SCC萌生实验中，微小裂纹更容易在残余应变（即局部取向差）较大的地方萌生。残余应力/应变产生的主要原因是焊接和冷加工。需要提到的是，在晶界附近的残余应变等微观结构损伤是分析残余应变分布的一项重要参数，这是因为奥氏体合金的SCC裂纹在很多条件下沿晶界扩展。

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