Abstract
隨著輕水式反應器(Light Water Reactor, LWR)運轉時間的增長，反應器組件材料遭受沿晶應力腐蝕龜裂(Intergranular Stress Corrosion Cracking, IGSCC)的機率也逐漸提高。近年來，許多商用 LWR的結構組件更陸續出現異材金屬銲件的 SCC問題，世界各國的研發機構也因此投入相當大的人力進行相關議題的研究，此一情形可由最近幾次的國際核能材料劣化研討會看出趨勢，從近幾年舉辦的International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors以及 ICG-EAC Meeting，這幾次會議中均有為數相當多探討異材金屬銲件 SCC 的論文發表，所討論的銲件母材包括沃斯田不銹鋼、600與 690合金、碳鋼等，銲材則有 152、152M、52、52M、82與 182合金等。 本計畫總計以三年的時程來進行相關的研究，針對異材金屬銲件 52合金與 316L不銹鋼可能發生的 SCC 問題，特別是在異材接合的 transition region，沿晶應力腐蝕龜裂是否易從銲材金屬處經由銲道往不銹鋼底材發生或是相反方向。經由探討其發生應力腐蝕龜裂的原因及機制，如經固溶退火及銲後熱處理的過程來評估防治應力腐蝕龜裂的效益。第一年將著重在異材銲件殘留應力的分析，並利用 DL-EPR測試其敏感性(Degree of Sensitization)。另外，經過熱處理的工件，其應力分佈與硬度的測試。透過慢應變速率拉伸實驗測試在高溫純水環境中銲件應力腐蝕劣化的敏感性。第二年則著重在透過 CBB 實驗方法來分析銲接殘留應力對裂縫起始效應。在高溫下，柱狀試片的異材銲件經銲後熱處理之應力腐蝕劣化速率測試並分析材料的顯微特性。第三年則接續研究異材銲件的殘留應力對裂縫起始效應的影響及應力腐蝕劣化的敏感性，並總結評估應力腐蝕龜裂的機制，分析固溶退火及銲 後熱處理的防治效益。