【引言】

奥氏体不锈钢是核电站冷却装置的重要组成材料，奥氏体不锈钢在辐照条件下的应力腐蚀断裂性能（IASCC）直接关系到核电站维护过程。IASCC是由辐照诱发损伤、腐蚀与应力协同作用所产生的一种复杂现象。就像晒太阳时间长了后不仅脸会黑，皮肤也会干裂一样。目前，对于辐射光的研究主要集中在辐照所引起的组织与性能的改变这两个方面。而对于IASCC中腐蚀机理的研究却报道甚少。此前的研究成果还未充分揭开辐照服饰的神秘面纱，说明了我们对于辐照影响下的腐蚀特别是辐照后的腐蚀机制还不是十分了解。

【成果简介】

日前，中科院金属所研究员彭群家（通讯作者）在Corrosion Science上发表了一篇名为“Effect of Irradiation on Corrosion of 304 Nuclear Grade Stainless Steel in Simulated PWR Primary Water”的文章。该文通过模拟核电厂压水堆（PWR）原水环境，研究了304核级不锈钢（304NG SS）在辐照条件下的腐蚀机制。研究成果主要有如下三点：（1）增大辐射剂量会使位金属内位错环密度提高和尺寸增大，同时也会增加晶界处的Cr元素损耗。（2）由于辐照诱发缺陷会促进腐蚀，所以辐射剂量的增加会提高氧化层的厚度。（3）由于辐照诱发偏析（RIS）效应会诱发组织缺陷和Cr元素耗散，所以辐照会促进其在模拟PWR原水中的晶间腐蚀。同时RIS效应会增加晶界的局部腐蚀现象，所以增大辐射剂量会促进形成IASCC的裂纹源。

【图文导读】

图1：不同照射条件下TEM明场像照片

（a）辐照剂量为零；

（b）辐照剂量0.5-dpa；

（c）辐照剂量3-dpa。

经过辐照的试样产生了大量位错环，并且辐射剂量的增加会使位错环变大。

图2：不同辐照剂量下， Cr、Ni元素在晶界处的含量

（a）固溶退火状态下（辐照剂量为零）；

（b）辐照剂量0.5-dpa；

（c）辐照剂量3-dpa。

晶界处的Cr元素随着辐照增加而减少。

图3：不同辐照后304NG SS氧化层的光电子能谱深度和氧化层厚度

（a） 304NG SS经不同辐照条件后，在320℃的模拟PWR原水中暴露500小时样品氧化层的深度。（虚线：氧气浓度下降至50%界定的氧化层厚度的值）；

（b）不同辐照条件下304NG SS氧化层的厚度；

图4：经不同辐照后氧化层区域剖面的透射电镜照片、面扫描图片和线扫描结果

（a）TEM照片；Pt coating为铂涂层，红色实线为线扫描取样线，箭头所指为点分析结果，箭头尾部为点分析取样点；

（b）面扫描照片：面扫描图分析了Fe、O、Ni、Cr四种元素，其中较亮区域为元素聚集区；

（c）线扫描分析结果：线扫描图片中氧化层厚度随辐射剂量增加而变厚。

图5：经3-dpa辐照后晶间氧化区剖面的透射电镜照片、面扫描图片和线扫描结果

（a）TEM照片：两条白色虚线为线扫描取样线，在3-dpa的辐照剂量下，氧化层达到了120nm深；

（b）面扫描照片；

（c）氧化区线扫描分析结果；

（d）未氧化区线扫描分析结果：RIS效应引起了晶界成分偏析

图6：未经辐照与经受辐照后晶间腐蚀过程的对比

（a-c）非辐照腐蚀过程；

（d-f）辐照腐蚀过程。

在未经辐照时，腐蚀情况较轻。在晶间腐蚀过程中，腐蚀深度会受到富Ni元素区的阻碍而停止腐蚀。经过辐照后，RIS在晶界处引起了Cr元素的大量耗散，同时产生大量空位，加速了金属阳离子向外层溶解。在金属阳离子与氧离子结合的协同作用下，较大程度地提高了晶间腐蚀。

【小结】

研究模拟了PWR原水环境，对304核级不锈钢辐照腐蚀过程进行了细致的研究。研究结果相对于之前的相关研究更为细致深入，分析了奥氏体不锈钢在辐照条件下的内部腐蚀机制并作出合理的解释。研究成果让人们能够更好地理解核级奥氏体腐蚀过程，进一步促进核电事业的发展。

文献链接：Deng P, Peng Q, Han E H, et al. Effect of Irradiation on Corrosion of 304 Nuclear Grade Stainless Steel in Simulated PWR Primary Water[J]. Corrosion Science, 2017.