2025年11月14日，上海核工程研究设计院总体所核能材料室主任鲍一晨在深圳核博会材料老化与服役安全论坛发表《辐照注量和应力水平对冷加工316不锈钢IASCC裂纹萌生行为的影响》主旨报告。
报告介绍了课题组利用瑞典Ringhals机组高辐照316不锈钢中子通量套管材料开展ISCC裂纹萌生实验的进展。实验显示，多数试样在较短时间内发生压塌失效，裂纹萌生敏感性对辐照剂量可能在约40至60 DPA后趋于饱和；结合公开数据拟合后，应力门槛值约为辐照后高温屈服强度的30%。
关键点
1. 研究主题与材料特点（00:01）
报告人介绍课题组围绕不锈钢ISCC开展研究，强调进展主要是在难得的实堆辐照材料基础上，对实验与文献规律进行进一步总结。
2. 研究背景与材料来源难点（00:36）
压水堆堆内构件是关键部件，其老化退化机制受到关注。辐照促进应力腐蚀开裂研究常使用实堆、快堆或重离子辐照材料，其中实堆材料代表性较好，但高剂量尤其超过80 DPA的材料稀少，且电站不一定愿意提供。
3. 实验材料与辐照剂量范围（03:10）
实验材料来自Ringhals 2号和4号机组的316不锈钢中子通量套管，辐照剂量覆盖约40 DPA、60 DPA和接近或超过94 DPA。取样区间温度约在300℃附近，且选择辐照剂量发展较平稳的区域。
4. 力学性能与初始微观形貌（04:27）
60 DPA和约100 DPA材料的力学性能数据显示，达到一定辐照剂量后力学性能接近饱和。未辐照材料与约100 DPA辐照材料的截面微观形貌差异没有预期中明显。
5. 热室实验系统与水化学条件（05:24）
实验在热室封闭箱中进行，水回路从外部向高压釜供水并一次流过，用于调节和监测水化学参数。实验温度为340℃，水化学条件按传统压水堆一回路工况设置，总实验时长为2500小时。
6. 压塌法监测裂纹萌生（06:03）
由于材料为管状试样，实验采用压塌方式加载，通过位移信号判断试样发生裂纹萌生并压塌。报告比较了O环与C环试样：O环加载稳定、易控制，但裂纹位置可能在多个方向出现；C环裂纹位置更可预期，但加载稳定性和载荷计算较困难。
7. 实验矩阵设计（08:52）
实验设置约40 DPA、60 DPA和100 DPA三组辐照剂量水平，并安排多组相对屈服强度的应力加载。对于100 DPA材料，由于辐照剂量很高，在约35%或40%屈服强度加载下已可能较快开裂，因此未安排非常高的应力水平。
8. 失效统计与剂量效应（10:00）
40个试样中检测到33个发生压塌；剩余7个即便表面有微裂纹，只要未压塌就不计入实验时间内的应力腐蚀萌生失效统计。结果显示40 DPA试样首个失效约在12至20小时内，60 DPA失效更快，100 DPA首个失效时间更短；超过60 DPA后，失效时间对剂量的敏感性可能趋于饱和。
9. 宏观裂纹位置验证（11:57）
对94.1 DPA试样的宏观和微观分析显示，裂纹主要从三点和九点方向发生，同时六点和十二点方向也存在从内部发生的开裂，与载荷和应力分析预期一致。
10. 断口形貌与微观特征（12:21）
不同辐照剂量试样的微观形貌总体相似，均以沿晶开裂为主，并伴随少量穿晶开裂，未观察到完全典型的全沿晶扩展形貌。沿晶区域可见较明显滑移台阶，这与ISCC受辐照影响的特征相符，但报告指出仍需更细致的微观表征来证明其形成机制。
11. 与公开数据比较及应力门槛（13:59）
与公开数据比较显示，随着应力水平增加，失效时间逐渐减少；不同实验室和不同试样类型的数据分散性较大，但同一实验室数据规律性较好。将不同来源数据混合拟合后，报告认为存在应力门槛值，约为辐照后高温屈服强度的30%。
12. 主要结论（16:20）
实验表明，Ringhals高辐照冷加工316不锈钢中子套管材料多数裂纹萌生发生在100小时以内，少数在800小时以内。裂纹萌生敏感性对中子辐照剂量的影响可能在约40至60 DPA后达到饱和，基于文献与实验数据的混合拟合得到应力门槛约为屈服强度的30%。
时间线
00:01 - 报告开场，说明研究对象是不锈钢ISCC，并交代本次分享主要基于稀缺实堆辐照材料与文献规律总结。
00:36 - 介绍压水堆堆内构件老化退化研究背景，说明实堆高剂量材料获取困难以及低应力条件数据相对不足。
03:10 - 说明实验材料来源、辐照剂量、服役温度区间、力学性能和初始微观特征。
05:24 - 介绍热室实验系统、一次流过水回路、压塌加载方法、O环试样应力分析和实验矩阵。
10:00 - 展示裂纹萌生失效统计，比较不同辐照剂量下的失效时间，并提出剂量敏感性可能饱和。
11:57 - 分析典型试样的宏观裂纹位置和不同剂量下的微观断口形貌，指出沿晶开裂、穿晶开裂和滑移台阶等特征。
13:59 - 将实验结果与公开数据进行比较和拟合，讨论应力水平、数据分散性及约30%屈服强度的应力门槛。
16:20 - 总结实验结论，包括多数裂纹萌生时间、剂量饱和趋势和拟合得到的应力门槛值。
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上海核工院报告高辐照冷加工316不锈钢IASCC裂纹萌生研究进展
2025年11月14日，在深圳核博会材料老化与服役安全论坛上，上海核工程研究设计院总体所核能材料室主任鲍一晨发表题为《辐照注量和应力水平对冷加工316不锈钢IASCC裂纹萌生行为的影响》的主旨报告，介绍了针对压水堆堆内构件实体材料开展的辐照促进应力腐蚀开裂研究进展。堆内构件作为核电站一回路关键部件，其长期服役过程中的老化退化机制一直受到行业关注，其中IASCC行为直接关系到材料服役安全和寿命评估。
该研究面向核电站关键构筑物和部件老化退化行为规律预测需求，重点关注实堆辐照条件下冷加工316不锈钢的裂纹萌生特征。当前国内外IASCC研究常用材料包括实堆辐照材料、快堆高剂量辐照材料以及重离子辐照材料。相比之下，实堆材料最具代表性，但高剂量样品尤其是超过80 DPA的材料十分稀缺，且电站退役或更换下来的材料并不一定能够获得。既有研究中，不少实验采用较高外加载荷，而低于高温屈服强度40%的实验数据相对不足；部分慢拉伸实验结论与裂纹萌生评价方法之间也存在一定不匹配。
本次研究使用的材料来自瑞典Ringhals 2号和Ringhals 4号机组的中子通量套管，材料为冷加工316不锈钢管状件。其中，Ringhals 4号机组材料辐照剂量约为40 DPA，Ringhals 2号机组材料辐照剂量约为60 DPA和接近100 DPA，部分样品超过94 DPA。材料取自堆芯相关位置，服役温度主要处于290℃至325℃之间，实验选取剂量变化较为平稳的区段，以提高数据代表性。60 DPA和100 DPA材料的力学性能测试显示，达到一定辐照剂量后材料力学性能趋于接近饱和；40 DPA材料因放射性较强，未完成相应力学性能测试。微观组织观察表明，未辐照材料与约100 DPA辐照材料在截面微观形貌上的差异并不显著。
实验在热室封闭箱内进行，采用高压釜与外部水回路相连接，水质和水化学参数由外部回路调节与监测。实验水流采用一次流过方式，即水从外部进入封闭箱内高压釜后排出，而非闭式循环。由于原始材料为管状样品，研究团队将其切割为短管段，并采用O形环压塌试样评价裂纹萌生行为。实验过程中通过位移计监测试样压塌信号，一旦出现位移变化，即认为试样发生裂纹萌生并快速扩展导致压塌。
O形环试样具有加载稳定、载荷控制较好的特点，预期裂纹主要在3点和9点方向外表面拉应力区域萌生，但6点和12点方向内表面也可能发生开裂，从而对萌生时间判断产生影响。与之相比，C形环试样开裂位置更容易预测，但加载稳定性较差，且由于存在缺口，载荷计算更为复杂。应力分析结果显示，O形环3点和9点方向外表面为拉应力集中区域，符合实验预期；通过夹具优化，研究团队降低了不同管长带来的边缘效应。
实验设置约40 DPA、60 DPA和100 DPA三组辐照剂量水平，并设置五组相对加载应力水平，以辐照后高温屈服强度比例进行表征。对于100 DPA样品，实验未采用过高应力加载，因为其在较低应力条件下已较容易发生开裂。实验温度为340℃，水化学条件包括硼、锂、溶解氧和溶解氢等参数，按照典型压水堆一回路工况设置。总实验时间为2500小时，对于未发生压塌的样品，即使其表面存在微裂纹，也不计入实验时间内发生IASCC失效的统计。
实验结果显示，40个试样中共有33个检测到压塌失效，剩余7个未压塌试样中部分存在微裂纹，但未计入失效时间统计。40 DPA样品首次失效大致发生在12至20小时内，约800小时内多数或全部试样发生失效；60 DPA样品失效时间更短，大部分试样在32小时内发生失效；100 DPA样品首个失效时间进一步缩短，加载应力高于约40%屈服强度的试样在250小时内全部失效。整体来看，失效时间对辐照剂量可能存在饱和特征，尤其在超过约60 DPA后，失效时间与剂量之间的相关性不再明显增强。
断口与微观形貌分析进一步揭示了样品的开裂特征。以94.1 DPA样品为例，裂纹主要出现在3点和9点方向，同时6点和12点方向也出现由内表面发起的开裂，与应力分析结果相符。不同剂量样品的微观断口形貌较为相似，40 DPA、60 DPA和100 DPA样品之间未观察到随剂量显著变化的断裂模式。断口以沿晶应力腐蚀开裂为主，同时存在少量穿晶应力腐蚀开裂，未观察到完全典型的纯沿晶扩展形貌。
在微观特征方面，沿晶开裂区域可观察到较明显的滑移台阶，这与IASCC中辐照缺陷团簇和位错通道相关开裂形貌具有一定一致性。不过，报告也指出，观察到滑移台阶并不能直接证明其一定由缺陷团簇形成的位错通道导致，相关机理仍需通过更细致的微观表征进一步验证。
研究团队还将本次实验结果与公开文献数据进行了比较，包括SKI、EPRI等数据，并参考了部分同实验室开展的类似实验规律。对比显示，随着加载应力水平升高，IASCC失效时间总体呈缩短趋势，但不同实验室之间数据分散性较大。这种分散性与试样类型、辐照方式和反应堆来源差异有关，相关数据涵盖O形环、C形环、BFB试样，以及离子辐照、钠冷快堆辐照和沸水堆材料等多种来源。
在数据拟合方面，研究采用了包含应力门槛值的经验拟合形式，与部分不考虑应力阈值的EPRI拟合方法有所不同。综合文献调研与本实验数据拟合结果，研究得到IASCC裂纹萌生应力门槛值约为辐照后高温屈服强度的30%。这一结果补充了实堆高剂量辐照316不锈钢在较低应力水平下的IASCC萌生数据，也为压水堆堆内构件老化评估和服役安全分析提供了参考。
