堆內(nèi)構(gòu)件是核電站的關(guān)鍵設(shè)備，具有支撐和固定堆芯組件作用，直接關(guān)系到反應(yīng)堆的運(yùn)行安全和效率，對(duì)保證反應(yīng)堆系統(tǒng)的安全可靠至關(guān)重要。堆內(nèi)構(gòu)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(yīng)堆運(yùn)行工況下，工作在強(qiáng)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(yīng)力腐蝕開裂（SCC）和輻照加速應(yīng)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(shè)備長(zhǎng)期安全運(yùn)行的最關(guān)鍵問題。
國(guó)際上對(duì)反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件的SCC行為進(jìn)行了較為全面的研究。如美國(guó)電力研究院EPRI（CIR項(xiàng)目）、橡樹嶺國(guó)家實(shí)驗(yàn)室（Halden反應(yīng)堆項(xiàng)目）等對(duì)堆內(nèi)構(gòu)件開展了質(zhì)子輻照模擬中子輻照損傷并分析IASCC機(jī)制、環(huán)境參數(shù)及材料化學(xué)元素對(duì)SCC影響分析、輻射分解和氫脆對(duì)SCC的影響評(píng)估等，其研究范圍涵蓋材料、水化學(xué)環(huán)境、發(fā)生機(jī)制等。法國(guó)材料老化研究院MAI（INTERNALS項(xiàng)目）開展了堆內(nèi)構(gòu)件耐磨板的微結(jié)構(gòu)與晶界化學(xué)成分分析、SCC裂紋腐蝕結(jié)構(gòu)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(jī)制、裂紋擴(kuò)展速率等研究。而國(guó)內(nèi)在堆內(nèi)構(gòu)件耐磨板研究方面處于起步階段，在高溫水環(huán)境中進(jìn)行國(guó)產(chǎn)核級(jí)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(duì)國(guó)產(chǎn)堆內(nèi)構(gòu)件用耐磨板SCC影響因素的研究。
研究用材料是核電站堆內(nèi)構(gòu)件圍板螺栓用奧氏體耐磨板（法國(guó)牌號(hào)Z6CND17.12)，（1060+/-10）℃高溫固溶處理，水冷卻。該材料屈服強(qiáng)度為606MPa，抗拉強(qiáng)度為658MPa，屈強(qiáng)比為0.92。研究表明，pH值和輻照損傷是影響核電堆內(nèi)構(gòu)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(dǎo)致耐磨板伸長(zhǎng)率與斷裂時(shí)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(duì)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(yáng)極溶解模型，酸性溶液中的H+擴(kuò)散進(jìn)入材料裂紋尖端，試樣在應(yīng)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(yīng)，形成了SCC裂紋。由于腐蝕液的滲入，裂紋兩側(cè)的表面也形成了大量的點(diǎn)蝕坑，這些點(diǎn)蝕成為裂紋源使試樣表面產(chǎn)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(jìn)裂紋擴(kuò)展。在堿性溶液環(huán)境中，在慢應(yīng)變速率條件下溶液能夠充分與裂紋內(nèi)局部溶液進(jìn)行傳輸交換，裂紋尖端溶液也有足夠時(shí)間與裂紋尖端金屬原子交互作用，使得裂紋尖端化學(xué)和電化學(xué)反應(yīng)能夠順利進(jìn)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(duì)裂紋起裂的影響導(dǎo)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。