核电高温高压水中材料再钝化动力学与应力腐蚀的定量关系

The quantitative relation between repassivation kinetics and stress corrosion cracking of nuclear materials in simulated primary water will be investigated using the self-made fast scratching repassivation instrument. The relation among scratching parameters, scratching deformation and strain rate will be clarified first in order to obtain the plastic strain rate caused by fast scratching. Then the repassive current transients after scratching for various materials in various water chemistry, temperature and pressure will be measured. The repassive current transient will be resolved and the effect of materials, water chemistry, temperature and pressure will be taken into accout. The relation between repassivation kinetics and stress corrosion crack growth rate will then be established. And the stress corrosion cracking model based on deformation –film rupture-anodic dissolution will be modified. This model will play a key role in the materials selection, water chemistry optimization and safe operation for Chinese nuclear power plants.

本项目利用自行研制的模拟核电高温高压水原位划伤再钝化测试装置，研究核电关键材料在模拟核电高温高压水中的再钝化动力学与应力腐蚀的定量关系。首先研究划伤参数与划伤变形量和变形速率之间的关系，获得划伤导致的塑性应变速率；然后研究不同材料在不同划伤参数、水化学、温度、压力等服役条件下的暂态再钝化电流，通过再钝化电流的解析，获得植入材料、水化学等影响因素的再钝化动力学参数；在此基础上进一步建立再钝化动力学参数与裂纹扩展速率之间的定量关系，完善基于膜破裂机制的核电材料在高温高压水中的应力腐蚀开裂模型。该模型将会对我国核电站关键材料的选材、核电站水化学环境优化及安全运行起重要作用。

高温高压水应力腐蚀是核电材料失效的主要形式，因此研究核电材料应力腐蚀开裂，明确材料、水化学等影响应力腐蚀机制，预测应力腐蚀开裂速率，通过选材和水化学控制等措施降低构件突然失效的可能性，对于核电站的安全运行至关重要。核电材料在高温高压水中的腐蚀和应力腐蚀过程本质上是电化学过程，近些年来利用电化学方法研究核电材料在高温高压水中的应力腐蚀机理，进而对核电材料的应力腐蚀敏感性进行快速评价已成为关注的焦点。然而国际上至今缺乏，主要原因是机理研究严重缺乏。本研究首先对自行研制的模拟核电高温高压水原位划伤再钝化测试装置进行改造，以精确控制划伤过程中的深度和宽度。然后利用该装置，研究了核电关键材料690TT合金等在模拟核电高温高压水中的再钝化动力学行为。研究了试验样品在不同划伤压力、水化学（溶解氢）、温度、和外加电位等服役条件下的暂态再钝化电流，通过再钝化电流的解析，探究了表面快速划伤处理的690合金暂态电化学行为。在此基础上进一步建立再钝化动力学参数与裂纹扩展速率之间的定量关系，该模型将会对我国核电站关键材料的选材、核电站水化学环境优化及安全运行起重要作用。