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相关机组高辐照316不锈钢中子通量套管材料开展辐照促进应力腐蚀开裂研究的实验方法、结果和文献对比。实验显示，裂纹萌生或压塌失效时间随应力水平升高而缩短，对辐照剂量的敏感性可能在约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. 报告主题与研究定位（00:01）
报告人介绍课题组在不锈钢辐照促进应力腐蚀开裂方面的研究进展，并说明本工作更多是在难得的实体辐照材料基础上，对已有文献规律进行进一步实验验证和总结。
2. 研究背景与材料获取难点（00:36）
压水堆堆内构件是一次回路核心部件，其老化退化机制受到行业关注。国际研究常采用实堆、快堆或重离子辐照材料，其中实堆材料代表性更强，但高剂量、尤其超过80 DPA的材料稀少，且退役或更换材料不一定容易获得。
3. 低应力条件下IASCC数据不足（01:15）
已有辐照促进应力腐蚀开裂研究往往施加较高外部应力，而低于高温屈服强度40%的实验结论相对较少；部分低应力研究采用慢拉伸方法，与当前裂纹萌生评价手段并不完全匹配。
4. 实验材料来自高辐照316不锈钢套管（03:10）
实验材料来自瑞典相关机组的中子通量套管，为管状316不锈钢材料。辐照剂量覆盖约40 DPA、60 DPA和接近或超过94 DPA，取样区域温度约在300℃附近，并选取辐照剂量变化较平稳的区间。
5. 力学性能和初始微观形貌观察（04:27）
60 DPA和约100 DPA材料的力学性能数据显示，在达到一定辐照剂量后性能接近饱和。微观截面观察表明，未辐照与约100 DPA辐照后的微观形貌差异没有预期中明显。
6. 热室内一次流过式实验系统（05:24）
实验在热室封闭箱内进行，水回路位于实验室外，用于调节水质并监测水化学参数。水被送入封闭箱内高压釜后再排出，实验采用一次流过方式，而非持续循环。
7. 压塌法监测裂纹萌生（05:59）
由于材料为管状试样，实验将其切成圆环并采用压塌加载方式。通过位移计信号判断试样发生裂纹萌生并进入压塌过程；报告人认为从萌生到压塌的裂纹扩展时间在该实验中很短。
8. O环与C环试样的优缺点（06:43）
O环加载稳定、载荷较易控制，但可能在预期的三点和九点方向之外，也在六点和十二点方向发生开裂，从而影响萌生时间判断。C环裂纹位置更容易预期，但加载稳定性较差，载荷计算也更困难。
9. 应力分析与加载优化（07:58）
分析表明，O环三点和九点方向外表面为拉应力集中区域，符合预期；六点和十二点方向内表面也存在拉应力分布。实验通过改变管段长度实现不同应力水平，并通过优化加载夹具尽量降低边缘效应。
10. 实验矩阵与工况设置（08:52）
实验设置约40 DPA、60 DPA和100 DPA三组辐照剂量，并安排多组加载应力；100 DPA材料因辐照剂量高，未采用很大的应力加载。实验温度为340℃，水化学条件按传统压水堆一回路工况设置，总实验时长达到2500小时。
11. 失效统计判据（09:41）
实验结束取出试样后，即使表面存在微裂纹，只要试样没有被压塌，就不计为实验时间内发生应力腐蚀萌生的失效样品。
12. 压塌失效统计结果（10:00）
在40个试样中共检测到33个发生压塌，剩余7个虽有部分微裂纹但未计入失效时间统计。失效时间以位移计检测到的压塌信号为依据，并与相对于辐照后高温屈服强度的加载应力水平进行比较。
13. 剂量与失效时间关系（10:55）
40 DPA试样首个失效约发生在12至20小时内，约800多小时内基本全部失效；60 DPA试样失效更快，多数在32小时内失效；100 DPA试样首个失效时间更短，超过40%屈服强度加载的样品在250小时内全部失效。结果提示失效时间对剂量的敏感性可能存在饱和，尤其超过60 DPA后变化不再明显。
14. 宏观和微观裂纹特征（11:57）
对94.1 DPA试样的分析显示，裂纹主要在三点和九点方向发生，同时六点和十二点方向也有从内部发生的开裂，与应力分析结果相符。不同辐照剂量下裂纹形貌相似，主要为沿晶开裂，并过渡到少量穿晶开裂，未观察到完全典型的全沿晶扩展形貌。
15. 滑移台阶与机理提示（12:59）
在沿晶开裂区域可观察到较明显的滑移台阶，这是辐照促进应力腐蚀开裂中常见的形貌特征。报告人指出，观察到滑移台阶不能反向直接证明其一定由缺陷团簇形成的位错通道导致，仍需更细致的微观表征。
16. 与公开数据对比（13:59）
研究将实验结果与公开数据进行比较，发现总体规律一致：随着应力水平升高，发生时间逐渐缩短。不同实验室数据分散性较大，但同一实验室数据规律性更好；由于样本有限，最终将不同试样、辐照方式和堆型来源的数据合并分析。
17. 拟合模型与应力门槛值（15:20）
报告采用包含应力门槛值的拟合形式，并指出这与EPRI部分报告中不设应力阈值的形式不同。基于混合数据拟合，门槛值约为辐照后高温屈服强度的30%。
18. 主要结论（16:20）
利用高辐照冷加工316不锈钢中子套管开展的实验表明，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40至60 DPA左右趋于饱和，综合文献和实验数据得到的应力门槛值约为屈服强度的30%。
时间线
00:00 - 报告开场，介绍报告人、课题组工作范围以及本次分享聚焦不锈钢辐照促进应力腐蚀开裂研究进展。
00:36 - 说明压水堆堆内构件老化退化研究背景，并梳理实堆、快堆和重离子辐照材料在相关研究中的使用情况及局限。
03:10 - 进入实验方法部分，介绍瑞典机组中子通量套管材料来源、辐照剂量范围、取样条件以及材料初步性能和形貌特征。
05:24 - 介绍热室实验系统、水化学控制和一次流过式回路，并重点讲解压塌法、O环试样加载方式及其应力分析。
08:52 - 给出实验矩阵、不同辐照剂量和应力水平安排，以及340℃压水堆一回路水化学条件和2500小时实验判据。
10:00 - 展示实验结果，统计40个试样中的压塌失效情况，并比较不同辐照剂量和应力水平下的失效时间变化。
11:57 - 分析典型高剂量试样及不同剂量试样的宏观、微观裂纹形貌，讨论沿晶开裂、穿晶开裂和滑移台阶等特征。
13:59 - 将本实验数据与公开研究数据进行对比，讨论数据分散性、不同实验室规律，以及包含应力门槛值的经验拟合。
16:20 - 总结研究结论：多数萌生时间较短，剂量敏感性可能趋于饱和，应力门槛值约为辐照后高温屈服强度的30%。
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高辐照316不锈钢IASCC研究进展在深圳核博会发布
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，围绕压水堆堆内构件老化退化问题，介绍了高辐照冷加工316不锈钢在模拟一回路环境中的辐照促进应力腐蚀开裂研究进展。
压水堆堆内构件是一回路系统中的关键部件，其长期服役过程中的老化退化机制一直受到核电行业高度关注。鲍一晨介绍，本项研究聚焦核电站堆内构件实体材料的辐照促进应力腐蚀开裂，即IASCC，重点关注高辐照剂量不锈钢材料在较低外加载荷条件下的裂纹萌生行为。相关研究可服务于核电站关键构筑物和部件老化退化行为规律预测，为堆内构件完整性评价提供实验支撑。
在国际IASCC研究中，常用材料包括实堆辐照材料、快堆辐照材料和重离子辐照材料。其中，实堆材料最接近工程服役状态，但获取难度较大，尤其是超过80 DPA的高剂量材料更加稀缺。即便部分电站具备相关退役或更换构件，也不一定愿意提供用于研究。此外，既有研究中高外加载荷实验较多，而低于高温屈服强度40%的实验数据相对不足，这也使得低应力条件下IASCC裂纹萌生行为仍需进一步认识。
本次研究采用来自瑞典Ringhals 2号机组和Ringhals 4号机组的中子通量套管材料，材料类型为管状316不锈钢。其中，Ringhals 4号机组材料来自更换下来的套管，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，部分样品达到94 DPA以上。取样区域选择在辐照剂量变化相对平稳的区间，服役温度范围约为290℃至325℃，实验取样段基本处于约300℃范围。
从材料性能和显微状态看，40 DPA材料受热室加工和处理条件限制，未获得完整力学性能数据；60 DPA和100 DPA材料数据则表明，材料力学性能在达到一定辐照剂量后趋于饱和。未辐照材料与约100 DPA辐照材料的截面微观形貌差异并不显著，这为进一步分析辐照剂量、应力水平与裂纹萌生之间的关系提供了基础。
实验在热室封闭箱环境中开展。水回路布置在实验室外部，通过外部回路向封闭箱内高压釜供水，采用一次流过方式，而非持续循环方式。实验水质参数和水化学条件由回路进行调节与监测，实验温度为340℃，水化学条件按照传统压水堆一回路工况设置，涵盖硼、锂、溶解氧和溶解氢等参数，总实验时长达到2500小时。
由于研究材料为管状样品，实验将其切成短管段，并采用压塌式裂纹萌生检测方法进行加载。研究团队通过位移计监测试样是否发生位移突变，一旦检测到明显位移信号，即认为试样发生裂纹萌生并进一步压塌。尽管裂纹从萌生到压塌之间仍存在扩展阶段，但根据实验经验，该阶段持续时间较短，因此可用于评估裂纹萌生行为。
在试样形式方面，O环试样加载方式较易控制，载荷稳定性较好，预期在3点和9点方向出现拉应力开裂。不过，6点和12点方向也可能出现内表面开裂，从而对裂纹萌生时间判断产生影响。相比之下，C环试样的开裂位置更容易预期，但加载稳定性较差，载荷计算也更复杂。应力分析显示，O环试样3点和9点方向外表面为拉应力集中区域，符合预期；6点和12点方向内表面也存在一定拉应力分布。研究团队通过改变管段长度实现不同应力水平加载，并通过优化夹具尽可能降低边缘效应影响。
实验设置了约40 DPA、约60 DPA和约100 DPA三类辐照剂量水平，并布置多组应力加载条件。对于100 DPA高剂量样品，研究未设置过高应力加载，因为其在约35%至40%屈服强度条件下已能较快发生开裂。若样品表面存在微裂纹但未发生压塌，则不计入实验时间内发生IASCC萌生的失效样品。
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个试样中部分存在微裂纹但未压塌，因此未纳入失效时间统计。不同辐照剂量下，试样失效时间呈现差异。40 DPA样品首个失效时间大约出现在12至20小时内，大多数或全部失效发生在约800小时以内；60 DPA样品失效时间整体更短，大部分样品在32小时内发生失效；约100 DPA样品首个失效时间进一步缩短，高于约40%屈服强度加载的样品在250小时内全部失效。
从剂量敏感性看，实验数据表明IASCC失效时间对辐照剂量的响应可能存在饱和现象，尤其在超过约60 DPA后，失效时间与剂量之间的强相关性减弱。这意味着在较高辐照剂量区间内，进一步增加辐照剂量不一定会显著缩短裂纹萌生或压塌失效时间，而应力水平、水化学环境和材料局部状态等因素可能发挥更加重要的作用。
断口与微观形貌分析进一步验证了应力分析结果。以94.1 DPA样品为例，样品主要在3点和9点方向发生开裂，同时在6点和12点方向也观察到由内表面产生的开裂。微观形貌显示，不同辐照剂量样品整体形貌相似，裂纹主要表现为沿晶应力腐蚀开裂，即IGSCC，同时存在少量穿晶应力腐蚀开裂，即TGSCC。研究中未观察到完全典型、单一的IGSCC扩展形貌，通常至少包含百分之十几的穿晶裂纹。
在沿晶开裂区域，研究人员观察到明显滑移台阶。这一现象符合IASCC中辐照缺陷团簇形成位错通道后导致局部变形和开裂的典型特征。不过，报告也指出，仅凭滑移台阶不能直接证明其一定由缺陷团簇形成的位错通道导致，仍需要更精细的微观表征来进一步确认相关机制。
研究团队还将本实验数据与公开数据进行了比较，数据来源包括Studsvik、EPRI等相关研究，涵盖O环、C环及其他类型试样，也包括离子辐照、钠冷快堆辐照、沸水堆材料等不同辐照来源。比较结果显示，不同实验室之间的数据分散性较大，而同一实验室内部数据规律性相对更好。尽管不同来源数据存在明显离散性，但总体上仍呈现出加载应力水平越高、IASCC发生时间越短的基本趋势。
在应力阈值分析方面，研究采用包含应力阈值的经验拟合形式。与部分不设应力阈值的模型不同，本研究认为IASCC可能存在应力门槛值。基于文献数据和本实验数据的混合拟合，得到IASCC裂纹萌生的应力门槛值约为辐照后高温屈服强度的30%。这一结果可为压水堆堆内构件老化退化预测、寿期管理和完整性评价提供重要参考。
