奥氏体不锈钢是核电站冷却装置的重要组成材料，奥氏体不锈钢在辐照条件下的应力腐蚀断裂性能（IASCC）直接关系到核电站维护过程。IASCC是由辐照诱发损伤、腐蚀与应力协同作用所产生的一种复杂现象。就像晒太阳时间长了后不仅脸会黑，皮肤也会干裂一样。目前，对于辐射光的研究主要集中在辐照所引起的组织与性能的改变这两个方面。而对于IASCC中腐蚀机理的研究却报道甚少。此前的研究成果还未充分揭开辐照服饰的神秘面纱，说明了我们对于辐照影响下的腐蚀特别是辐照后的腐蚀机制还不是十分了解。
日前，中科院金属所研究员彭群家（通讯作者）在Corrosion Science上发表了一篇名为"Effect of Irradiation on Corrosion of 304 Nuclear Grade Stainless Steel in Simulated PWR Primary Water"的文章。该文通过模拟核电厂压水堆(PWR)原水环境，研究了304核级不锈钢(304NG SS)在辐照条件下的腐蚀机制。研究成果主要有如下三点：(1)增大辐射剂量会使位金属内位错环密度提高和尺寸增大，同时也会增加晶界处的Cr元素损耗。(2)由于辐照诱发缺陷会促进腐蚀，所以辐射剂量的增加会提高氧化层的厚度。(3)由于辐照诱发偏析(RIS)效应会诱发组织缺陷和Cr元素耗散，所以辐照会促进其在模拟PWR原水中的晶间腐蚀。同时RIS效应会增加晶界的局部腐蚀现象，所以增大辐射剂量会促进形成IASCC的裂纹源。