核电作为一种可持续供应的清洁能源，是我国能源的重要组成部分，安全高效地发展核电是我国能源发展战略的方针。《国家核电中长期发展规划 （2011-2020年）》指出，到2020年我国核电装机总容量将达到5800万千瓦，核电占全部电力装机容量的比重将提高到4%以上。
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，福岛核事故之后尤其如此。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。
我国目前在建和运行的核电站反应堆以压水堆为主，其常用结构材料包括镍基690合金及其焊接金属镍基52/152合金，304和316奥氏体不锈钢，低合金钢，800合金和碳钢等。这些结构材料的服役环境为流动的高温高压水，承受复杂的工作应力，堆芯部位服役的材料还承受强烈辐照。苛刻的服役环境使材料对环境损伤的敏感性大大增加。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。
在上述环境损伤模式中，应力腐蚀开裂 （SCC） 是压水堆中焊接接头与蒸汽发生器传热管材料失效的主要原因。例如，欧美日等国的压水堆核电站主回路接管安全端及压力容器顶部贯穿管等部位的焊接接头已发生多起SCC失效，造成冷却介质的泄露。图1所示的统计结果表明，美国核电站蒸汽发生器传热管发生的失效中，SCC所占比例远高于其它模式。一回路是反应堆中最重要的压力边界，焊接接头是一回路中的关键结构，而蒸汽发生器传热管占一回路与冷却剂接触总截面积的75%。因此，SCC的发生对电站运行安全带来极大威胁，修复发生失效的材料及其部件也给电站造成很大的经济损失。
图1
Fig.1 美国核电站蒸汽发生器600合金传热管失效模式与年度失效数量
研究表明，高温高压水中的SCC是由敏感的材料结构、腐蚀性介质和应力的共同加速作用下的腐蚀行为造成的一个裂纹由局部缺陷萌生到缓慢稳态扩展的过程，因而，材料、水化学和应力是影响高温高压水SCC的3个主要因素。而腐蚀是SCC发生的基本过程。对SCC的研究需要围绕材料、水化学与力学等影响因素，研究SCC萌生与扩展行为，揭示各因素影响SCC的机制，阐明SCC发生条件下腐蚀的动力学过程，进而澄清SCC的机制。SCC研究的最终目的是建立SCC行为定量评价与预测的模型和方法，发展抑制、缓解SCC的应用性技术以服务于核电的安全高效发展。
