316LN不锈钢高温高压水腐蚀疲劳行为研究

【作者】 谭季波； 吴欣强； 韩恩厚；

【机构】 中国科学院核用结构材料与安全性评价重点实验室中国科学院金属研究所；

【摘要】 环境疲劳是核电站设计、安审和寿命管理必须考虑的关键因素之一,现行的ASME疲劳设计曲线没有充分考虑轻水堆环境的影响,存在安全裕度不足的缺陷。美国阿贡国家实验室（ANL）和日本核能安全中心（JNES）获得了大量核电结构材料高温高压水腐蚀疲劳数据,建立了环境疲劳设计模型。而国产核电结构材料高温高压水腐蚀疲劳数据积累较少,且模拟核电站小孔径管道疲劳损伤的基础数据为空白。基于此,本项目研发了一种管状试样高温高压水腐蚀疲劳试验技术,管状试样内部流经高温高压水,外部与空气接触。利用管状试样研究了国产主管道用316LN不锈钢的高温高压水腐蚀疲劳行为,实验结果表明,高温高压水环境降低316LN不锈钢的疲劳寿命,且疲劳寿命随应变速率降低而降低;疲劳断口为多裂纹源起始特征,裂纹源为典型的扇形花样,为准解理开裂特征,裂纹扩展区为典型的疲劳辉纹特征。利用标准棒状试样研究了316LN不锈钢的高温高压水腐蚀疲劳行为,主要考察了温度和应变速率对其疲劳性能的影响;研究结果表明316LN不锈钢疲劳寿命随应变速率降低而降低,随温度升高而降低;动态应变时效（DSA）与高温高压水环境交互作用促进316LN不锈钢疲劳裂纹萌生,DSA与氢致开裂交互作用促进疲劳裂纹扩展。利用管状试样和棒状试样获得的环境疲劳数据相差不大,基于棒状试样获得的环境疲劳数据可用来评估服役管道的疲劳损伤。利用环境疲劳校准因子F_en（定义为空气中疲劳寿命与高温高压水中疲劳寿命的比值）方法,建立了国产核级奥氏体不锈钢环境疲劳寿命模型。研究成果可用于在役核电站关键设备环境疲劳损伤评价以及延寿评估,亦可用于新建核电站关键设备疲劳设计与安全审查,对推进我国核电自主化进程具有重要意义。更多还原