奥氏体不锈钢和镍基合金因具有较好的塑韧性、耐腐蚀性能和加工性能，在压水堆核电站 （PWR） 核岛主设备中得到大量的使用。但对应力腐蚀开裂（SCC） 的敏感性，使得奥氏体不锈钢和镍基合金的 SCC 问题成为国际和国内PWR 设备材料最显著的降质机理，裂纹在内部迅速扩展导致部件的失效、冷却剂的泄漏和机组的停机，并带来检查、维修和更换成本的增加。

    国际上， 发生了大量的沸水堆（BWR）和 PWR 设备材料 SCC 的失效案例，如法国 Burry-3 核电站最早发现的反应堆压力容器 （RPV） 顶部控制棒驱动机构 （CRDM） 贯穿件 SCC 泄漏；美国Davis-Besse 核电站因 RPV 顶盖贯穿件处发生 SCC 导致硼酸泄露，腐蚀出一个大洞；美国 VC Summer 核电站一回路主管道异种金属焊接接头 SCC 导致大量硼酸泄漏。为此，世界核电业主、科研机构和核安全监管当局等都进行了大量的实验研究，分析了应力腐蚀的各种机理、因素和规律， 发布了相应的技术报告（如IAEANP-T-3.13） 和管理要求 （ 如美国NUREG 0313），并采取了各种有效的预防和缓解措施。

    应力腐蚀是应力和腐蚀协同作用下，材料发生裂纹萌生、扩展和开裂。其影响要素包括：敏感材料、拉伸应力 （ 外加或残余应力 ）、可以为腐蚀反应提供化学动力的环境。根据核电 SCC的机理和影响因素，主要类别有沿晶应力腐蚀开裂 （IGSCC）、穿晶应力腐蚀开裂 （TGSCC）、一回路水应力腐蚀开裂 （PWSCC） 和辐照促进应力腐蚀开裂（IASCC）。PWSCC 是指金属材料在拉伸应力 （ 包括外加载荷，热应力，冷加工、热加工、焊接等所引起的残余应力等 ）和特定的腐蚀介质 （ 一回路水环境 ） 协同作用下，出现的低于其强度极限的脆性开裂现象。

    PWSCC 与单纯由机械应力造成的破坏不同，它在极低的应力水平下也能产生破坏；与单纯由腐蚀引起的破坏也不同，腐蚀性极弱的介质也能引起 SCC，是危害性极大的应力腐蚀破坏形式。

    国内现状

    SCC 是国内 PWR 设备部件材料失效的主要原因，在国内核电厂安全分析报告审查过程中，“反应堆冷却剂压力边界材料”中所选材料与反应堆冷却剂的相容性，包括 SCC 的倾向和控制措施等是重点审查内容。根据国内PWR 机组已发生的 SCC 失效案例，已在包括 SCC 的机理、预防、检测、缓解、维修和评价等方面开展了研究和应用。

    SCC 失效分析

    根据统计，奥氏体不锈钢管道和镍基合金部件 SCC 导致的失效是国内 PWR 机组设备老化最突出的问题。几乎国内所有运行核电站都产生了 SCC 导致设备部件失效问题。

    国内 SCC 的预防与缓解手段

    SCC 的主要预防与缓解措施，应从选材、应力和环境三个影响因素出发，结合部件的材料、加工工艺和服役条件综合考虑，目前国际上较成熟和广泛应用的手段如下表所示。

PWR机组SCC预防和缓解手段

    国内 PWR 机组针对 SCC 问题，包括潜在 SCC 失效风险和已发生 SCC 失效的部件，主要采取了以下的措施：

    1、选材

    PWR 冷却剂压力边界设备选用抗 SCC 性能较优的合金材料，是 SCC 预防和缓解的基础。比如，用 Inconel 690 合金和 Inconel 800 合金替代 Inconel 600 合金。早期PWR 主设备部件如 RPV 顶盖及底部贯穿件和 J 型焊缝、稳压器贯穿件和 J 型焊缝、接管安全端和 SG 传热管的母材和焊接大量使用 Inconel 600 合金和相关焊接材料（82/182 合金 ）。而大量失效案例证明其在核电高温高压水中易发生 SCC，为此设计上改进采用了比 Inconel 600 合金更高抗 SCC 性能的 Inconel690 合金和相关焊接材料 （52/152 和 52M 合金 ）。国内大亚湾和秦山一期 RPV 顶盖贯穿件多次发生 SCC 导致的冷却剂渗漏事件，为此业主在十年大修期间更换了 RPV 顶盖，新贯穿件全部采用了抗 SCC 更强的 Inconel 690 合金和相应焊材。

    2、应力改善

    部件的外加应力或残余应力是诱发SCC 失效关键要素之一。零部件加工、热处理和焊接都易产生局部的高残余应力，因此需要在这些制造过程中采取措施控制部件的残余应力，以抑制 SCC 的发生。包括表面的机加工或打磨操作应保证表面粗糙度等满足技术规范的要求，消除机加工刀痕等 SCC 敏感源的存在；对于热处理应严格按照技术规范要求的流程和工艺参数实施，防止部件强度过高或产生内表面硬化层；对于焊接应控制焊接热输入量和优化焊接工艺等减少焊接残余应力。改进焊接工艺可以有效降低 SCC 可能性，其中窄间隙焊接（NGW） 就是目前较成熟的一种方法。NGW 相对输入热量低，焊缝的收缩和母材变形小，可有效降低残余应力。目前，国内核电主管道焊接已经逐渐使用自动NGW。此外，还可以通过特殊的工艺设计，如表面喷丸工艺、机械应力改善工艺 （MSIP） 等，改善部件表面应力或形成压应力抑制 SCC 的发生。自 2008 年美国 Salem 核电厂为缓解 PWSCC 在 RPV接管安全端 82/182 合金焊缝上成功实施 MSIP 起，这些工艺已在美国 BWR 和PWR 中得到较多应用实践，而在国内还处于实验研究阶段。

    3、环境改善

    通过改善部件材料的服役环境也可以控制 SCC 的发生和发展。应严格控制机组运行期间冷却剂氧含量等水化学指标，并通过设计改善材料的局部冷却剂环境，避免由于死水区内有害元素的浓缩导致的 SCC。国内 AP1000 机组 CRDMCanpoy 密封焊缝设计加强了此区域的内部充水和排水能力，Canpoy 密封焊缝区域设有排气孔，在 CRDM 充水时能使它容易得到充水，从而减少了 SCC 的风险。此外，可以通过加强通风等方式来降低部件服役温度，从而降低 SCC 的敏感性。此外，AP1000 设计中将 Zn 以液态醋酸锌的形式加入反应堆一回路冷却剂系统，在降低主系统的放射性剂量的同时还可以缓解 PWSCC，其主要原理是在材料的表面形成铬氧化膜，以延缓 PWSCC 的萌生，实验证明添加一定量的 Zn 可以使材料的腐蚀速率降低 3倍或更多。

    安全管理和建议

    国内 PWR 机组运行时间相对于世界核电 PWR BWR 机组来说还较短，但目前已经出现上文所述的多起 SCC 引发的设备失效事件。随着国内 PWR 机组运行时间延长，SCC 问题将不可避免地不断出现，对于核电站机组的正常运行和反应堆冷却剂压力边界的完整性都将是严峻的挑战。因此，有必要开展相关的技术研发、储备和寿命管理等工作，以提高国内核电站应对 SCC 问题的行业水平，以加强设备部件的寿命管理。

    1、核电厂SCC寿命管理

    目前国内运行核电厂均已编制了设备部件老化管理大纲，但缺少专门的应力腐蚀老化管理大纲。有效的核电厂SCC 老化管理大纲，应包括预防、缓解、监测、检查、维修和更换等要素，其实施可以帮助减少 SCC 问题对核电厂可用性和安全性的影响。对于国内 PWR 存在SCC 失效风险的部位，如 CRDMΩ 奥氏体不锈钢焊缝及相邻母材、使用 Inconel600合金的贯穿件及相应使用 82/182 合金焊材的管道和贯穿件焊缝、高温服役下的奥氏体不锈钢弯管区域等，建议编制并纳入 SCC 老化管理大纲管理。

    2、无损检测技术的验证

    针对 SCC 导致设备部件失效问题，较有效的手段是早期的无损检测 （UT 为主 ）。鉴于 SCC 的萌生和扩展模式，其裂纹的形态、走向和开口尺寸均对 UT的灵敏度提出了较高要求，有必要在 UT灵敏度和定量精确性方面进行相应研究，包括尖端衍射法、相控阵检测技术和真实应力腐蚀裂纹模拟体考核等。

    3、缓解手段的开发和鉴定

    针 对 SCC 失 效 部 件， 国 内 采 用OVERLAY 方式进行维修主要委托外国专业公司实施，有必要针对 OVERLAY 技术开展相应的技术研发和鉴定，包括OVERLAY 焊道的布置、焊缝寿命评价和焊接工艺等关键技术要点。此外，还应对 MSIP 等应力改善工艺进行技术研发和储备。

    4、经验反馈的实施

    针对应力腐蚀问题，经验反馈是其中较重要的环节。应及时将核电厂运行期间发生的设备材料应力腐蚀失效案例反馈给相关的设计、制造和安装等环节。

    如秦山二期主管道射线插塞及密封焊缝应力腐蚀失效，反馈到安装环节，应根据安装技术要求，注意插塞安装的质量以防止局部的螺纹损伤或产生较大的装配应力。只有加强经验反馈，才能有效利用失效案例，促使设计、制造和安装等环节的改进和优化，防止类似应力腐蚀失效案例的重复发生。

(资料来源：知网）