應(yīng)變幅對國產(chǎn)鍛造奧氏體不銹鋼環(huán)境疲勞壽命影響的試驗(yàn)研究

孫海濤 呂愛林 付 強(qiáng) 凌禮恭 賈盼盼 王 臣 孫造占 吳欣強(qiáng)3（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心 北京 0008）

2（中華人民共和國環(huán)境保護(hù)部 北京 100035）

3（中國科學(xué)院核用材料與安全評價重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室 中國科學(xué)院金屬研究所 沈陽 110016）

應(yīng)變幅對國產(chǎn)鍛造奧氏體不銹鋼環(huán)境疲勞壽命影響的試驗(yàn)研究

孫海濤1呂愛林2付 強(qiáng)2凌禮恭1賈盼盼1王 臣1孫造占1吳欣強(qiáng)31（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心 北京 100082）

2（中華人民共和國環(huán)境保護(hù)部 北京 100035）

3（中國科學(xué)院核用材料與安全評價重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室 中國科學(xué)院金屬研究所 沈陽 110016）

為驗(yàn)證模擬壓水堆核電站冷卻劑服役環(huán)境對國產(chǎn)鍛造主管道用奧氏體不銹鋼疲勞壽命的影響，采用高溫高壓循環(huán)水疲勞測試系統(tǒng)對從產(chǎn)品鍛件取樣加工后的標(biāo)準(zhǔn)試樣進(jìn)行了低周疲勞試驗(yàn)，分析了試驗(yàn)數(shù)據(jù)與美國機(jī)械工程師學(xué)會(American Society of Mechanical Engineers, ASME)規(guī)范平均/設(shè)計疲勞曲線的關(guān)系，獲得了應(yīng)變幅對奧氏體不銹鋼環(huán)境疲勞壽命的影響規(guī)律，并初步評價了ASME規(guī)范設(shè)計疲勞曲線和環(huán)境疲勞修正系數(shù)的適合性。

環(huán)境影響疲勞，應(yīng)變幅，奧氏體不銹鋼，疲勞裂紋，設(shè)計疲勞曲線

recoommended forthe fatigue deesign of domeestic austeniticstainless steel. The environmmental effect sshould be incoorporated into thhe fatigue desiggn of domesticaustenitic stainnless steel. Thefatigue crack mmainly initiatedd from the surfface micro-pitss and slip bannds for the doomestic forgedd austenitic staainless steel inn high-temperature and highh-pressure wateer.

Keyy words Envirronment assistedd fatigue, Strain amplitude, Austt enitic stainless ssteel, Fatigue craa ck, Design fatiggue curve

環(huán)境影響疲勞壽命命(Environmment assisted ffatigue, EAF)問題題是近幾年國際核安全設(shè)備疲勞分析、、研究和安全監(jiān)管領(lǐng)域關(guān)注的重點(diǎn)問題[[1]。美國核管管理委員會(Nucllear Regulatoory Commission, NRC)發(fā)發(fā)布的管理導(dǎo)則RG 1.207[2]要要求新建核反反應(yīng)堆設(shè)計中中應(yīng)考慮冷卻劑環(huán)境對核1級級部件疲勞壽壽命的影響，技術(shù)文件NURREG/CR-6909[3]研究了材材質(zhì)、載荷（包包括應(yīng)變幅）和服役環(huán)境條件件對材料疲勞勞壽命的影響響。國內(nèi)目前未針對國產(chǎn)核電材料EAFF問題進(jìn)行系系統(tǒng)性試驗(yàn)研究，因此缺少相相應(yīng)的試驗(yàn)數(shù)數(shù)據(jù)來支持設(shè)設(shè)計和安全審評。本文主要介介紹了壓水堆堆核電廠用國國產(chǎn)奧氏體不銹鋼鋼鍛造主管道道在高溫高壓壓水環(huán)境中固固定應(yīng)變速率(0..04%·s-1)時不不同應(yīng)變幅條條件下的疲勞勞壽命試驗(yàn)，獲得該條件下的的應(yīng)變疲勞壽壽命εa-N曲線線。

1 試驗(yàn)驗(yàn)條件

1.1 試驗(yàn)驗(yàn)用材料及試試樣

試驗(yàn)驗(yàn)用材料取自自國內(nèi)主管道制造商提提供的316LN奧奧氏體不銹鋼鍛鍛造主管道產(chǎn)產(chǎn)品，供貨狀狀態(tài)為固溶熱處理。其組織為為典型的奧氏氏體與孿晶組組織，晶粒度3.0-3.5級。經(jīng)經(jīng)檢測，室溫和和高溫空氣中中的常規(guī)力學(xué)性能均滿足技術(shù)術(shù)規(guī)格書和設(shè)設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)的要要求。

在主管道鍛環(huán)內(nèi)1/4壁厚處沿沿軸向切取試試料加工成如圖1所示的圓棒棒狀疲勞試樣樣，試樣標(biāo)距距段為16mm，直徑為8 mm，符符合ASTM E606[4]標(biāo)準(zhǔn)對對應(yīng)變變疲勞試樣的的要求。

圖1 試試樣尺寸圖Fig.1 Geometryof fatigue specimen.

1

1.2 試驗(yàn)系系統(tǒng)

因需要考考核模擬壓水水堆核電站冷冷卻劑服役環(huán)環(huán)境中中材料的疲勞勞性能，本試試驗(yàn)建立了如如圖2所示的的高溫溫高壓循環(huán)水水疲勞試驗(yàn)系系統(tǒng)。試驗(yàn)系系統(tǒng)由高溫高高壓循循環(huán)水回路、高壓釜、電電液伺服疲勞勞試驗(yàn)機(jī)和控控制系系統(tǒng)組成，可可以實(shí)現(xiàn)溫度度、壓力、介介質(zhì)水化學(xué)和和加載載等參數(shù)的連連續(xù)控制。其其中試驗(yàn)介質(zhì)質(zhì)采用高純度度去離離子水，主要要指標(biāo)滿足壓壓水堆核電站站一回路冷卻卻劑水水化學(xué)條件的的要求。

該試驗(yàn)系系統(tǒng)可保證動動態(tài)疲勞加載載條件下高壓壓釜的的密封性能，同時采用線線性可變差動動位移傳感器器實(shí)現(xiàn)現(xiàn)高溫高壓水水環(huán)境下疲勞勞試樣標(biāo)距段的精確應(yīng)應(yīng)變監(jiān)監(jiān)測。

圖2 高溫高高壓循環(huán)水疲勞勞試驗(yàn)系統(tǒng)示意意圖Fig.2 Schematicof fatigue testinng system in higgh-temperatureand high-presss ure water.

1.3 試驗(yàn)參數(shù)

選取5個應(yīng)變幅（每個應(yīng)變幅至少三個平行樣品）進(jìn)行疲勞壽命試驗(yàn)，疲勞壽命定義為：峰值拉伸應(yīng)力下降至最大峰值應(yīng)力25%處的循環(huán)周次（此時相當(dāng)于產(chǎn)生3 mm的工程裂紋）。試驗(yàn)采用位移控制（原位應(yīng)變測量）模式，波形采用三角波。試驗(yàn)的主要參數(shù)：應(yīng)變幅0.4%-1.2%；應(yīng)變比-1；應(yīng)變速率0.04%·s-1；溫度300°C；壓力10MPa；溶解氧小于5×10-9。

2 試驗(yàn)結(jié)果與分析

2.1 空氣中疲勞壽命試驗(yàn)結(jié)果

為了與空氣環(huán)境中材料的疲勞壽命進(jìn)行對比，還參照GB/T 15248[5]的相關(guān)要求對試樣進(jìn)行了空氣環(huán)境中的室溫疲勞性能試驗(yàn)。

試驗(yàn)結(jié)果（圖3）表明高應(yīng)變幅條件下國產(chǎn)鍛造奧氏體不銹鋼室溫空氣中的疲勞壽命與美國機(jī)械工程師學(xué)會(American Society of Mechanical Engineers, ASME)平均曲線(Mean curve)[6]吻合較好，低應(yīng)變幅下數(shù)據(jù)點(diǎn)分布在ASME平均曲線的下方，與美國阿貢國家實(shí)驗(yàn)室(Argonne National Laboratory, ANL)給出的室溫空氣中模型曲線(ANL model air)[3]較一致。

圖3 室溫空氣中的應(yīng)變-壽命曲線圖Fig.3 εa-N curve at room temperature.

鑒于ASME規(guī)范增補(bǔ)中已采納了較ASME原有設(shè)計曲線更為嚴(yán)格的ANL推薦新設(shè)計疲勞曲線，結(jié)合本試驗(yàn)結(jié)果，建議國產(chǎn)奧氏體不銹鋼部件的工程設(shè)計參考使用ANL疲勞模型曲線。

2.2 高溫水疲勞壽命試驗(yàn)結(jié)果與分析

依據(jù)前文所列試驗(yàn)參數(shù)進(jìn)行高溫高壓循環(huán)水環(huán)境試驗(yàn)，獲得了國產(chǎn)鍛造奧氏體不銹鋼高溫高壓水疲勞壽命試驗(yàn)數(shù)據(jù)。針對試驗(yàn)數(shù)據(jù)采用最小二乘法進(jìn)行曲線擬合，得到了如圖4所示的應(yīng)變壽命εa-N曲線。

圖4 試驗(yàn)數(shù)據(jù)擬合曲線Fig.4 Fitting curve of testing data.

分析試驗(yàn)數(shù)據(jù)點(diǎn)和曲線可以得出如下現(xiàn)象：

1) 高溫高壓水環(huán)境的試驗(yàn)數(shù)據(jù)點(diǎn)均落在室溫空氣環(huán)境疲勞數(shù)據(jù)點(diǎn)的下方，主要分布在ASME平均曲線的下側(cè)。

雖然鍛造奧氏體不銹鋼低應(yīng)變幅條件下疲勞壽命相對于高應(yīng)變幅條件下高，但相對于空氣中疲勞壽命，低應(yīng)變幅條件下數(shù)據(jù)點(diǎn)距離平均曲線更遠(yuǎn)，壽命下降的更明顯，即受高溫高壓水環(huán)境影響更大。

2) 國產(chǎn)鍛造奧氏體不銹鋼所有的高溫高壓水環(huán)境疲勞強(qiáng)度數(shù)據(jù)點(diǎn)均位于ASME疲勞設(shè)計曲線的上方。

但如果采用ASME平均/設(shè)計曲線同樣的試驗(yàn)數(shù)據(jù)點(diǎn)處理方式（考慮到數(shù)據(jù)分散性、試樣尺寸和表面粗糙度的影響，通過對室溫空氣條件光滑試樣低周疲勞壽命數(shù)據(jù)進(jìn)行擬合得到的平均曲線進(jìn)行保守處理，即分別將應(yīng)力幅值除以2，循環(huán)次數(shù)除以20，取兩者的最小值形成的下包絡(luò)設(shè)計曲線）處理本試驗(yàn)所得的高溫高壓水疲勞試驗(yàn)數(shù)據(jù)點(diǎn)，結(jié)果如圖4所示。可以看出，ASME設(shè)計曲線無法包絡(luò)試驗(yàn)處理后的曲線。如果采用2/12處理方法，也無法被ASME設(shè)計曲線包絡(luò)。

因此，相應(yīng)的工程設(shè)計直接采用原ASME設(shè)計曲線是不合適的，應(yīng)考慮服役環(huán)境對材料疲勞壽命的影響，根據(jù)核電廠設(shè)計運(yùn)行條件對ASME設(shè)計曲線進(jìn)行必要的修正或采取相應(yīng)的工程措施。

2.3 Fen分析

針對EAF問題，NUREG/CR-6909（2007版）提出環(huán)境疲勞修正系數(shù)Fen概念：

并給出了不同材料的Fen計算公式，對于鍛造奧氏體不銹鋼計算公式如下：

2012年起NRC對式(2)進(jìn)行了修訂，修訂后鍛造奧氏體不銹鋼的計算公式如下：

根據(jù)疲勞試驗(yàn)參數(shù)計算得到Fen=3.60。運(yùn)用Fen對ASME平均曲線進(jìn)行處理，得到Fen=3.60的預(yù)測平均曲線。如圖5所示，可以看出試驗(yàn)得到的疲勞強(qiáng)度數(shù)據(jù)點(diǎn)分布在Fen=3.60預(yù)測平均曲線的上方，說明采用式(3)進(jìn)行的Fen預(yù)測基本包絡(luò)國產(chǎn)奧氏體不銹鋼的EAF效應(yīng)。

圖5 Fen預(yù)測曲線Fig.5 Fenprediction curve.

2.4 斷口分析

高溫高壓水環(huán)境疲勞試驗(yàn)后，對試樣斷口進(jìn)行了宏觀和微觀形貌分析。原本金屬光澤的試樣表面變成灰黑色，說明試樣表面被高溫高壓水腐蝕并形成腐蝕產(chǎn)物膜。在疲勞試樣的標(biāo)距段內(nèi)，觀察到疲勞主裂紋的存在。

分離開裂的疲勞試樣，利用掃描電鏡進(jìn)行斷口分析，以應(yīng)變幅0.8%的疲勞試樣斷口形貌（圖6）為例，可觀察到：

1) 斷口表現(xiàn)為典型的多裂紋源起始特征，裂紋主要萌生于試樣表面或近表面，尤其是表面蝕坑。

2) 裂紋源附近及擴(kuò)展區(qū)為典型的河流狀花樣，表面有少量細(xì)小的氧化物顆粒。擴(kuò)展區(qū)觀察到典型的疲勞輝紋。

3) 未觀察到裂紋的萌生或擴(kuò)展與奧氏體不銹鋼中夾雜物有直接的聯(lián)系。

圖6 高溫高壓水疲勞斷口形貌Fig.6 Morphologies of fatigue fracture in high-temperature and high-pressure water.

2.5 機(jī)理分析

根據(jù)文獻(xiàn)[7]報道和本文實(shí)驗(yàn)結(jié)果，國產(chǎn)鍛造奧氏體不銹鋼在高溫高壓水環(huán)境中的疲勞裂紋主要萌生于表面蝕坑或駐留滑移帶，起始通常與不銹鋼中的夾雜物或表面的腐蝕產(chǎn)物膜有關(guān)。

疲勞裂紋萌生與擴(kuò)展第一階段主要由滑移溶解機(jī)制控制，而擴(kuò)展第二階段后期主要由氫致開裂主導(dǎo)。力學(xué)和電化學(xué)的交互作用促進(jìn)了奧氏體不銹鋼材料在高溫高壓水環(huán)境中疲勞裂紋的擴(kuò)展。

3 結(jié)語

1) 本試驗(yàn)獲得了國產(chǎn)316LN奧氏體不銹鋼鍛造主管道高溫高壓水環(huán)境疲勞強(qiáng)度數(shù)據(jù)及應(yīng)變壽命擬合曲線。當(dāng)前試驗(yàn)條件下不銹鋼表現(xiàn)出確定的EAF效應(yīng)：在溶解氧小于5×10-9的高溫高壓水中疲勞壽命相對于空氣中降低，尤其是在低應(yīng)變幅范圍內(nèi)，表現(xiàn)出顯著的EAF效應(yīng)。

2) 針對ASME奧氏體不銹鋼空氣疲勞設(shè)計曲線，結(jié)合本試驗(yàn)結(jié)果，建議奧氏體不銹鋼部件的工

程設(shè)計參考使用ANL疲勞模型曲線。

3) 奧氏體不銹鋼部件的工程疲勞分析應(yīng)考慮服役環(huán)境對材料疲勞壽命的影響，根據(jù)核電廠設(shè)計運(yùn)行條件對ASME設(shè)計曲線進(jìn)行必要的修正或者采取相應(yīng)的工程措施。

4) 高溫高壓水環(huán)境疲勞裂紋與斷口特征分析表明，國產(chǎn)鍛造奧氏體不銹鋼在高溫高壓水中的環(huán)境疲勞裂紋主要萌生于表面蝕坑或駐留滑移帶。

1 孫海濤, 王臣, 熊冬慶, 等. 壓水堆核電站冷卻劑環(huán)境對核設(shè)備材料疲勞壽命的影響[J]. 核科學(xué)與工程, 2014, 34(4): 482-487 SUN Haitao, WANG Chen, XIONG Dongqing, et al. Effect of PWR coolant environment on the fatigue life of reactor equipment materials[J]. Nuclear Science and Engineering, 2014, 34(4): 482-487

2 RG1.207: Guidelines for evaluating fatigue analyses incorporating the life reduction of metal components due to the effects of the light-water reactor environment for new reactors[S]. Washington DC, US: Nuclear Regulatory Commission, 2007

3 Chopra O K, Shack W J. Effect of LWR coolant environments on the fatigue life of reactor materials[R]. NUREG/CR-6909, ANL-06/08, Washington DC, US: Nuclear Regulatory Commission, 2007

4 ASTM E606: Standard practice for strain-controlled fatigue testing[S]. West Conshohocken PA: American Society for Testing and Materials, 2012

5 國家標(biāo)準(zhǔn)化管理委員會. GB/T 15248: 金屬材料軸向等幅低循環(huán)疲勞試驗(yàn)方法[S]. 北京: 中國標(biāo)準(zhǔn)出版社, 2008 Standardization Administration of the People’s Republic of China. GB/T 15248: The test method for axial loading constant-amplitude low-cycle fatigue of metallic materials[S]. Beijing: Standards Press of China, 2008

6 ASME: Rules for construction of nuclear facility components[S]. New York: American Society of Mechanical Engineers, 2004

7 徐松, 吳欣強(qiáng), 韓恩厚, 等. 核電站用鋼的高溫高壓水腐蝕疲勞研究進(jìn)展[J]. 腐蝕科學(xué)與防護(hù)技術(shù), 2007, 19(5): 345-349 XU Song, WU Xinqiang, HAN Enhou, et al. A review of corrosion fatigue of steels for LWR plant high temperature and high pressure water[J]. Corrosion Science and Protection Technology, 2007, 19(5): 345-349

Experimental study on the effect of strain amplitude on environmental fatigue life of domestic forging austenitic stainless steel

SUN Haitao1LYU Ailin2FU Qiang2LING Ligong1JIA Panpan1WANG Chen1SUN Zaozhan1WU Xinqiang31(Nuclear and Radiation Safety Center, Beijing 100082, China)
2(Ministry of Environmental Protection of the People’s Republic of China, Beijing 100035, China)
3(Key Laboratory of Nuclear Materials and Safety Assessment, Institute of Metal Research, Chinese Academy of Sciences, Shenyang 110016, China)

Background: Environmental assisted fatigue (EAF) is the important issue in the field of fatigue analysis, assessment and safety regulation of pressurized water reactor nuclear components. Some factors affect fatigue life of materials and related mechanisms. Purpose: The aim is to verify the influence of simulated pressurized water reactor coolant environment on the fatigue life of domestic forging main coolant pipe made of austenitic stainless steel. Methods: Fatigue tests were conducted using high-temperature and high-pressure water fatigue testing system, and standard round-bar fatigue specimen made from product forging. Results: The relationship between test data and American Society of Mechanical Engineers (ASME) code fatigue mean/design curve was analyzed. The effect of strain amplitude on fatigue life of austenitic stainless steel was investigated and the suitability of ASME code fatigue design curve and fatigue life environmental correction factor were preliminarily evaluated. Conclusion: The fatigue life of forged 316LN stainless steel in high-temperature and high-pressure water are lower than those at room temperature in air. The environmental degradation is more obvious under low strain amplitudes than that under high strain amplitudes. The best-fit curve based on the updated Argonne National Laboratory (ANL) model is

SUN Haitao, male, born in1979, graduated from Beijing Institute of Technology with a master’s degree in 2005, focusing on safety review and research on nuclear mechanical components and materials

WU Xinqiang, E-mail: xqwu@imr.ac.cn

TL351+.6

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.120604

孫海濤，男，1979年出生，2005年于北京理工大學(xué)獲碩士學(xué)位，研究領(lǐng)域?yàn)楹穗姍C(jī)械設(shè)備、材料核安全審評與研究

吳欣強(qiáng)，E-mail: xqwu@imr.ac.cn

2016-01-20，

2016-10-25