辐照促进应力腐蚀开裂机理研究

As the nuclear power plant serving time increases, the accumulation of damage caused by irradiation is becoming more and more serious. Intergranular stress corrosion cracking induced by the irradiation damage (IASCC) is increasingly urgent problem need to face. The mechanism of IASCC was studied not enough due to the irradiation limitation. The methods of nano-indentation, conductive atomic force (CSAFM) and scanning kelvin probe were used to research the hardness, electric propertied of passive film and electrochemical behavior near grain boundaries. The inhibiting effect of zinc, the promotion effect of H and their interaction effect on the IASCC will be studied. The mechanism will be explained from the microscopic view. This will be very helpful for the operator to make the control measures of stress corrosion and irradiation operation specification based on the theory results.

随着核电站服役时间增加，辐照引起的积累损伤也越来越严重，由此可能引起的沿晶应力腐蚀开裂（IASCC）是迫切需要面对的问题。因辐照条件限制，辐照引起的应力腐蚀研究相对较少，也不够深入。该申请利用纳米压痕仪和导电原子力显微镜（CSAFM）和扫描开尔文探针等微区研究方法，研究因辐照引起晶界附近的硬度分布，钝化膜阻抗分布和电流分布，Zn对辐照损伤的修复机理和H的促进IASCC机理以及它们的交互作用。钝化膜的破裂与修复速度是控制应力腐蚀的关键因素，从微区结构、微区化学成分、局部形变与钝化膜的关系入手，弄清它们对钝化膜力学和电学性能的影响，在微观机理方面对IASCC的形核和扩展给予合理的解释，为制定控制辐照促进沿晶应力腐蚀措施和操作规范提供理论依据。

本课题以压水堆一回路堆焊层不锈钢材料308L为主要研究对象，研究质子辐照不同辐照剂量下，辐照缺陷及注入氢离子对奥氏体与铁素体相的力学性能、腐蚀倾向以及氧化膜耐蚀性影响规律。结果发现，随着辐照剂量的增加，奥氏体相的辐照硬化效应显著增强，而铁素体相在较低的辐照剂量下并未产生较大的辐照硬化而是以调幅分解硬化为主；峰值损伤区奥氏体相同时存在最大密度及尺寸的辐照空洞、氢离子局部富集，导致该区的奥氏体相产生明显软化，相应的铁素体相并未产生软化而是硬度达到最大值。.随着辐照剂量的增加，辐照区的两相电子功函数降低，预示着辐照损伤的增加促进了两相的腐蚀发生；除此之外，在辐照的表面区域两相的电子功函数产生了翻转，意味着辐照后表面两相的腐蚀倾向性产生了翻转。随着辐照剂量的增加，在均匀损伤区奥氏体相氧化膜的厚度增加、膜电阻降低，表明氧化膜的耐蚀性降低；均匀损伤区的铁素体相氧化膜的厚度略微增加但仍具有较大的膜电阻，表明其耐蚀性较好；峰值损伤区两相的氧化膜厚度明显增加，奥氏体相氧化膜的膜厚要厚于铁素体相，且膜电阻远低于铁素体相，表明奥氏体相易遭受辐照与氢的同时作用，且所形成的氧化膜不再具有较好的保护性。.通过以上研究内容，揭示辐照与注入氢离子对奥氏体相与铁素体相的力学性能、腐蚀性能的影响规律。建立起辐照损伤剂量与腐蚀性能包括腐蚀倾向、氧化膜保护性的内在联系，阐明了核用对焊不锈钢材料的辐照促进应力腐蚀发生机理，为制定有效控制辐照促进应力腐蚀发生的措施提供理论指导依据。