核能作为清洁、高效、经济的能源，在世界范围内获得广泛发展。一些核电发达国家中核能发电量占总发电量30%以上，而我国核能发电量仅占2%左右，发展空间巨大。目前，我国已研发了具有自主知识产权的先进百万千瓦级压水堆（PWR）核电技术“华龙一号”，已开始建设并成功出口至拉丁美洲。

　　发展核电，安全问题至关重要。20世纪70-80年代美国三里岛和乌克兰切尔贝诺利核电站事故、2004年日本美滨核电站事故和2011年日本福岛核电站事故震惊世界，极大地制约核电健康稳定发展。

　　核电安全与其关键设备材料的服役性能密切相关。图1为PWR核电站结构示意图以及系统材料使用情况。镍基合金（600、690、800合金）、不锈钢（304不锈钢、316L不锈钢、308/309不锈钢）、低合金钢、锆合金为主要的核电结构材料。PWR核电站一回路典型的服役环境为292-327℃、15.5 MPa的B/Li高温高压水，二回路典型的服役环境为180-291℃、1-7.6 MPa的高温高压水。在如此苛刻的服役环境条件下，一些压力边界（压力容器、蒸汽发生器、主管道）可能发生环境致裂，主要损伤形式有均匀腐蚀、点蚀、应力腐蚀、腐蚀疲劳。

　　均匀腐蚀也叫全面腐蚀，腐蚀分布整个金属材料表面。在PWR核电站中，与高温高压水环境接触的304、316LN、308/309等奥氏体不锈钢，600、690、800等镍基合金均会发生均匀腐蚀。在正常运行条件下，奥氏体不锈钢一般生成外层为大颗粒的Fe3O4，内层为致密的FeCr₂O₄、Cr₂O₃氧化膜；镍基合金一般生成外层针状/纤维状富Ni氧化物，内层为致密的富Cr氧化物。一般均匀腐蚀对核电关键设备的腐蚀损伤很小；但均匀腐蚀导致的Fe、Cr、Ni离子溶出或氧化膜脱落，会增加一回路环境中的辐射剂量，增加运营成本。

　　点蚀指在金属表面局部出现纵深发展的腐蚀小坑，其余区域不腐蚀或发生轻微腐蚀。在PWR核电站中，抗腐蚀性能良好的奥氏体不锈钢、镍基合金在高温高压水环境中有可能发生点蚀，例如点蚀萌生于316LN不锈钢表面MnS夹杂物周围、萌生于690合金TiN夹杂物周围等。点蚀坑的形成，会导致材料表面发生应力集中，一般点蚀是应力腐蚀、腐蚀疲劳裂纹的优先萌生位置，可能对核电关键设备造成严重的腐蚀损伤。

图1 压水堆核电站结构示意图

　　应力腐蚀是指敏感材料在腐蚀环境中，在恒定应力的作用下发生失效的现象。应力腐蚀是核电结构材料（奥氏体不锈钢、镍基合金）发生环境致裂失效的主要形式。图2为美国V. C. Summer 核电站安全端发生应力腐蚀开裂案例。在模拟核电站一回路水环境中，奥氏体不锈钢应力腐蚀裂纹一般沿晶界萌生与扩展；对于核电关键设备焊接部位，由于残余应力高，同时可能由于焊接导致奥氏体不锈钢晶界贫Cr，应力腐蚀敏感性高。由于应力腐蚀萌生难以预测、应力腐蚀裂纹扩展速率快，可能导致核电关键设备瞬间失效断裂，产生灾难性后果。

　　腐蚀疲劳是指材料在交变应力与腐蚀环境交互作用下，加速失效的现象。在PWR核电站中，一些压力边界（主管道、蒸汽发生器、压力容器）可能遭受腐蚀疲劳损伤。如果核电关键设备发生腐蚀疲劳断裂，可能导致灾难性后果。腐蚀疲劳寿命是可预测的，工业中通常利用S-N（应力/应变-疲劳寿命）曲线来预测结构件的腐蚀疲劳寿命。目前，美国阿贡国家实验室建立了核电结构材料在高温高压水环境中的S-N曲线，用来设计核电站的运行寿命，评价核电关键设备的腐蚀疲劳损伤。中国科学院金属研究所也正在建立包含国产核电结构材料的S-N曲线。

图2 美国V. C. Summer 核电站安全端应力腐蚀开裂

　　腐蚀损伤伴随核电站的整个服役寿命，核电工业界对此尤其重视。目前，主要通过改善水化学环境（如在水溶液中加Zn）以及研发抗腐蚀损伤优良的结构材料（如利用690合金替换600合金）来抑制核电关键设备的腐蚀损伤。核电站中的腐蚀问题极其复杂，还存在很多疑问，例如如何预测材料应力腐蚀萌生寿命？如何评价微动磨损对蒸汽发生器用690合金传热管腐蚀疲劳性能的影响？需要研究人员努力创新，不断深入研究来回答。

　　作者：谭季波