堆內構件是核電站的關鍵設備，具有支撐和固定堆芯組件作用，直接關系到反應堆的運行安全和效率，對保證反應堆系統(tǒng)的安全可靠至關重要。堆內構件主要采用抗腐蝕性能較好的奧氏體耐磨板加工制造，但在核反應堆運行工況下，工作在強中子輻射和高溫水腐蝕等惡劣條件下的耐磨板易發(fā)生以應力腐蝕開裂（SCC）和輻照加速應力腐蝕開裂（IASCC）為代表的環(huán)境敏感斷裂，這已成為影響核電設備長期安全運行的最關鍵問題。

　　國際上對反應堆堆內構件的SCC行為進行了較為全面的研究。如美國電力研究院EPRI（CIR項目）、橡樹嶺國家實驗室（Halden反應堆項目）等對堆內構件開展了質子輻照模擬中子輻照損傷并分析IASCC機制、環(huán)境參數(shù)及材料化學元素對SCC影響分析、輻射分解和氫脆對SCC的影響評估等，其研究范圍涵蓋材料、水化學環(huán)境、發(fā)生機制等。法國材料老化研究院MAI（INTERNALS項目）開展了堆內構件耐磨板的微結構與晶界化學成分分析、SCC裂紋腐蝕結構分析、影響因素分析等研究。日本核能安全局JNES開展了SCC敏感性、斷裂失效機制、裂紋擴展速率等研究。而國內在堆內構件耐磨板研究方面處于起步階段，在高溫水環(huán)境中進行國產核級耐磨板的SCC（特別是涉及輻照后的IASCC）敏感因素研究涉及甚少。蘇州熱工研究院研究人員在模擬壓水堆核電站一回路水環(huán)境中開展了pH值和輻照損傷對國產堆內構件用耐磨板SCC影響因素的研究。

　　研究用材料是核電站堆內構件圍板螺栓用奧氏體耐磨板（法國牌號Z6CND17.12)，（1060+/-10）℃高溫固溶處理，水冷卻。該材料屈服強度為606MPa，抗拉強度為658MPa，屈強比為0.92。研究表明，pH值和輻照損傷是影響核電堆內構件用耐磨板SCC性能的重要因素。

　　相比于pH為7.0的高溫水環(huán)境，pH值為6.4與7.5將導致耐磨板伸長率與斷裂時間降低。耐磨板的SCC敏感性在pH為7.0溶液中較小，為3.9%，在pH值為6.4與7.5水溶液條件下，SCC敏感性分別增大到7.3%與15.5%。這表明，高溫水溶液的pH值對耐磨板的SCC性能有直接影響，pH值是影響SCC性能的重要敏感因素。根據(jù)SCC的陽極溶解模型，酸性溶液中的H+擴散進入材料裂紋尖端，試樣在應力作用下，金屬表面鈍化膜被撕破，露出的新鮮金屬與腐蝕液發(fā)生反應，形成了SCC裂紋。由于腐蝕液的滲入，裂紋兩側的表面也形成了大量的點蝕坑，這些點蝕成為裂紋源使試樣表面產生微裂紋，微裂紋的形成使酸性溶液與新鮮金屬接觸，從而促進裂紋擴展。在堿性溶液環(huán)境中，在慢應變速率條件下溶液能夠充分與裂紋內局部溶液進行傳輸交換，裂紋尖端溶液也有足夠時間與裂紋尖端金屬原子交互作用，使得裂紋尖端化學和電化學反應能夠順利進行，造成裂紋尖端堿性溶液局部濃縮，引起耐磨板SCC加速。

　　采用帶電粒子輻照耐磨板后，由于輻照缺陷與局域形變對裂紋起裂的影響導致出現(xiàn)IASCC現(xiàn)象，顯著增加了耐磨板的SCC敏感性。由于離子輻照損傷深度的限制，并不能觀察到SSRT斷口形貌的明顯變化。