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、環境參數及材料化學元素對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、水化學環境、發生機制等。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IASCC現象，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。