蒸汽发生器内成千上万根的传热管是实现压水堆核电站一、二回路间热能传递的关键部件，也是整个核电站的第二道安全屏障，其服役安全性关乎整个核电站的运行安全。团队先前研究已发现划伤区易于发生应力腐蚀开裂（SCC）并澄清了SCC敏感性随划伤深度增加而增大的基本原因和主要的影响因素（微观组织、残余应变和几何结构）（详见 Acta Materialia 255 (2023) 119083、Journal of Materials Science & Technology 113 (2022) 229–245、Corrosion Science 192 (2021) 109792）。然而，上述三个影响因素彼此耦合，它们各自独立的作用并不明确，有必要通过系列实验设计对这些导致SCC敏感性增高的因素进行分解研究。近期，重点实验室与上海核工程研究设计院合作，在国家重点研发计划（No.2019YFB1900904）、中国科学院青年创新促进会（2022187）、国家自然科学基金（No.52273321）和中科院核用材料与安全评价重点实验室开放课题（No. 2021NMSAKF01、2022NMSAKF03）的联合支持下，利用去应力退火（RA）和固溶+TT处理（SATT）两种方法对划伤试样进行热处理，并分析了上述试样微观组织结构、残余应变分布特征等的变化，基本实现了对划伤区微观组织结构、残余应变和几何结构三大耦合因素的分解。应力腐蚀试验研究表明，RA后消除了划伤区高残余应变，而SATT后消除了微观组织分层和高残余应变；RA划伤区内，裂纹仍有可能在细晶区和严重变形区界面处萌生，但长度明显下降，SCC敏感性显著降低，截面出现SCC的概率从100%（未处理试样）降低至36%，而SATT划伤区内没有观察到SCC；划伤导致的特殊几何结构是SCC裂纹萌生的必要非充分条件，高残余应变的作用主要体现在促进裂纹的扩展，而微观组织变化为SCC的萌生和扩展均提供了有利条件。相关研究结果已在腐蚀领域顶刊Corrosion Science上发表。

文章链接