SCWR候选不锈钢的低周疲劳性能研究

采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650℃和室温下±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行断口分析。结果表明,347和HR3C不锈钢在室温下疲劳寿命较高,347不锈钢在650℃疲劳寿命也较高。3种材料在两种温度下的弹性变形量均在0.1%～0.15%之间,且滞后回线面积变化不大,这表明弹性变形量与疲劳寿命高低无直接联系。3种材料在两种温度下呈现出不同的循环硬化/饱和行为,316Ti不锈钢的650℃峰值应力与室温峰值应力无明显变化,而HR3C和347不锈钢的差别较大,但316Ti不锈钢的650℃循环硬化效应显著,347不锈钢的硬化效应较低。在650℃低周疲劳试验后,347不锈钢样品断口表面的疲劳条带间距仅为1.87μm,而对于316Ti和HR3C不锈钢则分别达到4.67μm和3.0μm,进一步表明347不锈钢在650℃的疲劳寿命最高。     

316LN不锈钢在高温高压水环境下的腐蚀疲劳行为研究

在室温纯水、高温纯水及高温硼锂水环境下开展了316LN不锈钢在不同应变幅加载下的腐蚀实验研究,并获得了3种条件下的腐蚀疲劳寿命曲线。结果表明,316LN不锈钢在加载过程中出现了先硬化后软化现象,且随循环周次增加,应力峰值逐渐下降;高温纯水及高温硼锂水环境下材料的腐蚀疲劳性能下降,加速了材料的腐蚀疲劳失效;在高应变幅条件下高温的软化作用占主要影响,低应变幅条件下腐蚀作用占主要影响;试验后的样品断面上均可观察到疲劳辉纹、滑移变形带及二次裂纹,高温水腐蚀环境会加速裂纹扩展,加速疲劳失效。      

国产316LN不锈钢在模拟AP1000一回路水环境中的疲劳行为

一回路水环境下的疲劳性能是核电站主管道设计寿命评估的重要参数。针对国产主管道材料316LN开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳试验,分析了疲劳行为和失效机理。研究结果表明:国产316LN峰值应力随应变幅的增大而增大,大应变幅试样在疲劳过程中先后发生了循环硬化、循环软化和失稳,而小应变幅试样在失稳前未发生明显的循环硬化和循环软化;在应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有典型的疲劳断口特征,裂纹萌生于试样表面,以穿晶方式垂直于主应力方向扩展,裂纹扩展区具有典型的疲劳辉纹,辉纹上有菱形颗粒状腐蚀产物,环境辅助开裂机制倾向于氢致开裂。     

SCWR候选不锈钢的高周疲劳行为研究

采用旋转弯曲的加载方式对奥氏体不锈钢347、316Ti、310进行疲劳试验。试验环境为室温下空气中和550℃空气中。对疲劳断口进行扫描电镜(SEM)分析,根据试验数据绘制材料的应力-循环(S-N)曲线。结果表明,3种不锈钢疲劳极限大小顺序为347<316Ti<310,与静强度顺序一致;高温会加速试样的氧化,降低材料的疲劳寿命,347不锈钢的下降趋势最大,对温度最敏感;疲劳极限试验与经验公式计算值的比较表明,3种不锈钢具有较好的抗高周疲劳性能;疲劳过程为裂纹源产生、扩展和断裂,疲劳条带宽度在1μm左右的量级,最后断裂区具有韧窝特征,347不锈钢的韧窝中分布着数量较多的大小孔洞。     

316L不锈钢室温和高温单轴循环行为实验研究

对316L不锈钢分别进行了室温、高温单轴应变控制和应力控制下的系统循环试验,揭示和分析了循环应变幅值、为幅值历史以及温度历史对应变循环特性的影响以及应力幅值、平均应力和温度及其历史对循环棘轮行为的影响。研究表明,无论是单轴应变循环特性是还是非对称单轴应力下的棘轮效应不仅依赖于当前温度和加载状态,而且还于温度和加载的历史,并得到了关于316L不锈钢室温和高温单轴循环行为的若干有意义的结果。     

核电用316LN不锈钢的热机械疲劳性能研究

采用热机械疲劳试验方法研究316LN不锈钢的同相热机械疲劳行为,获得材料的疲劳数据。试验结果表明:316LN不锈钢的热机械疲劳行为是一个先强化后软化的过程;滞回曲线呈梭形,形状"饱满",具有良好的塑性变形能力,且随着温度范围增大,变形能力增强;在相同条件下,温度范围增大,材料的疲劳特征表现更为明显;在波动管运行条件下(温度≤320℃),应变对材料的疲劳寿命影响占主要作用;材料在120~320℃和120~230℃条件下的热机械疲劳寿命均大于350℃恒温低周疲劳寿命,说明采用传统的高温低周疲劳试验结果来评价波动管材料的热机械疲劳寿命过于保守。     

Zr-Sn-Nb薄片合金高温低周疲劳行为

采用Zr-Sn-Nb合金薄片漏斗试样,完成了室温和500℃高温下的低周疲劳试验,提出基于漏斗根部节点轴向应变的疲劳损伤等效假设。根据有限元分析,建立了Zr-Sn-Nb合金室温和高温下薄片漏斗试样测试应变到漏斗根部轴向应变的转换模型。结合低周疲劳试验结果,建立了在室温和500℃高温条件下用于估算Zr-Sn-Nb合金疲劳寿命的Manson-Conffin模型。结果表明:Zr-Sn-Nb合金具有循环稳定性;高温严重影响了Zr-Sn-Nb合金低应变幅下的疲劳寿命,随着应变幅的增加,温度影响趋弱。     

N18锆合金的低周疲劳行为

在不同试验温度（室温～500℃）下,对N18合金进行了低周疲劳试验。试验结果表明：室温～300℃温区,合金表现为明显的循环软化;400、450℃时,合金逐渐呈现循环硬化,450℃时其硬化现象更为明显;500℃时则主要表现为循环饱和。随着温度的升高,疲劳寿命先增加后降低,300℃时疲劳寿命最高。低应变幅下,温度对疲劳寿命的影响更明显。通过疲劳断口SEM分析,室温下疲劳起源于单个裂纹源,疲劳裂纹扩展阶段的微观特征主要是疲劳条纹,局部区域出现轮胎状花样。在高温下为多裂纹源,大量二次裂纹的存在是高温疲劳断口的主要特征。     

Zr-4合金小试样高温疲劳行为研究

基于Zr-4合金漏斗薄片小试样,完成了室温和400℃高温下的等幅横向应变循环与应变疲劳试验.根据弹塑性有限元分析,建立了基于局部应变等效的应变换算方法,并结合实验结果,得到了估算Zr-4合金应变疲劳寿命的Manson-Coffin模型.结果表明:低应变幅下,Zr-4合金表现出循环软化特征;高应变幅下,Zr-4合金表现出循环强化特征.高温严重降低了低应变幅下Zr-4合金的疲劳寿命,随着应变幅增加,温度影响趋弱.分析表明,基于传统应变转换公式的M-C模型用于估算疲劳寿命偏于保守.     

国产F316Ti在模拟轻水堆一回路环境下的低周疲劳性能(英文)

轻水堆(LWR)环境对压力边界材料疲劳性能的影响,包括疲劳寿命及疲劳裂纹扩展速率对设备核安全是非常重要的。为了预测核材料疲劳寿命,改进核材料设计,对国产材料进行腐蚀环境下的疲劳性能研究以得到模拟环境下的疲劳数据是很有必要的。对国产F316Ti在模拟LWR一回路环境下的低周疲劳性能进行了研究,结果显示,高温水环境是影响奥氏体不锈钢低周疲劳性能的重要因素之一。对于同种材料,高温空气中的低周疲劳性能优于高温水中的低周疲劳性能;高温水中,国产F316Ti与日本奥氏体不锈钢具有同等的抗低周疲劳性能。腐蚀疲劳数据均处于ASME最佳拟合曲线和ASME设计疲劳曲线之间;F316Ti在模拟压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)一回路环境中的低周疲劳性能,在高应变范围无明显差异;随着应变幅降低,渐见差异。模拟BWR环境中,数据处于较短寿命侧。由抚顺钢厂生产的F316Ti材料,钛均匀地分布于其中,且材料中Ni,Cr,Mo含量均处于合金化学成分上限。因此,它具有较优越的抗高温水的腐蚀疲劳性能。     

6XN不锈钢与825合金的高周疲劳行为研究

采用旋转弯曲疲劳方法完成了6XN不锈钢与825合金在室温和550℃空气中的高周疲劳试验。结果表明:室温时,6XN不锈钢的耐久极限应力大于825合金的耐久极限应力,与静强度顺序一致;550℃高温时,试样氧化速率增加,材料疲劳寿命降低,6XN不锈钢的疲劳寿命下降趋势较大,耐久极限应力接近825合金的耐久极限应力;6XN不锈钢对温度更敏感,而825合金对应力循环次数更敏感;与经验公式比较,2种材料具有较好的抗高周疲劳性能;疲劳过程为裂纹源产生、扩展和断裂,最后断裂区具有韧窝特征。     

核电厂主管道材料低周疲劳寿命预测方法评价

采用总应变控制方法,对压水堆核电厂主管道国产材料Z3CN20.09M进行了室温与350℃温度下的低周疲劳试验研究,获得了材料的疲劳寿命演化规律。采用Manson-Coffin方程、单拉估算模型、拉伸滞后能寿命模型和三参数幂函数公式对该材料的低周疲劳数据进行了拟合。通过寿命预测结果比较发现,除单拉估算模型外,其他几种模型对350℃高温下疲劳寿命的预测结果分散性明显高于室温疲劳。在众多模型之中,单拉估算模型拟合效果较差且预测寿命偏于非保守,而室温下拉伸滞后能法预测精度相对较高,350℃下则采用三参数幂函数法获得的预测效果更好。     

Zr-4合金低周疲劳特性研究

研究了再结晶态Zr-4合金板材在室温和400 ℃下的低周疲劳特性.Zr-4合金在室温下的循环变形行为与应变幅有关,当应变幅小于0.8%时,表现为循环软化;应变幅大于0.8%时,表现为循环硬化.在400 ℃下均表现为循环硬化.合金在室温和400 ℃下,均遵循Coffin-Manson关系.在低应变幅下,室温的低周疲劳性能明显优于400 ℃下的低周疲劳性能,随着应变幅的增加,两者寿命趋于接近.用扫描电子显微镜观察分析了合金在室温和400 ℃下的疲劳断口特征.     

国产A508-3钢在模拟AP1000一回路水环境下的疲劳性能研究

反应堆压力容器(RPV)钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究,获得了321℃、15.5 MPa及0.1 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理。研究结果表明,国产A508-3钢峰值应力随应变幅的增大而逐渐增大,疲劳试验过程中试样表现出循环硬化、循环软化和饱和3个阶段;在应变幅由0.2%逐渐增加至0.6%的过程中,疲劳周次从10~5逐渐降低至10~2;疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征,属于典型的腐蚀疲劳断裂。     

主管道材料高温力学性能研究

提供核电厂破前漏（LBB）设计所需材料性能参数需要测量主管道母材和焊接材料在高温下的力学性能（包括材料在地震环境下的高温动态力学性能）。基于万能伺服材料试验机和高速材料试验机测量了核电厂主管道母材控氮00Cr17Ni12Mo2不锈钢及焊接材料OK Tigrod 316L在高温（350℃）下的静动态拉伸力学性能、裂纹扩展率和静动态断裂韧性。与主管道母材和焊接材料的常温力学性能相比,2种材料在350℃下的静动态拉伸力学性能以及OK Tigrod 316L在350℃下的静动态断裂韧性都较常温有较大幅度的降低,2种材料在350℃下的抗裂纹扩展性能较常温略有下降。研究成果可为核电厂管道的LBB设计提供试验技术和材料参数支持。     

核级不锈钢管座焊接区与母材区疲劳裂纹扩展性能对比研究

焊接接头广泛应用于核电站管座处,而疲劳裂纹扩展是导致焊接接头失效的重要原因之一。因此,研究焊接区材料的疲劳裂纹扩展和寿命预测方法对准确预测焊接接头的寿命具有重要意义。本文以核电厂常用的304L不锈钢焊缝材料为对象,研究不同载荷比、不同取样方向对疲劳裂纹扩展速率的影响;基于试验数据建立焊缝材料的疲劳裂纹扩展速率模型,并与美国机械工程师协会（ASME）标准中奥氏体钢进行对比。结果表明:不同取样方向对焊缝疲劳裂纹扩展速率的影响不大,但载荷比对其有较大影响,较低载荷比下,焊缝的疲劳裂纹扩展速率在某个应力强度因子幅值（?K）前高于母材的疲劳裂纹扩展速率,在其之后则低于母材,而较高载荷比下则恰恰相反。      

316L不锈钢室温和高温单轴循环塑性流动特性分析

在316L不锈钢室温、高温单轴应变控制和应力控制下的系统循环试验结果基础上，对两种控制模式下循环过程中的塑性流动特性进行了定量分析。揭示和分析了循环就变幅值、平均应变、温度及其历史与应变循环下以及应力幅值、平均应力、温度及其历史与应力循环下塑性模量演变规律之间的关系和影响。研究中着重讨论了循环棘轮行为与塑性模量和累积塑性应变之间关系。研究表明，应变循环中塑性模量的演变规律明显不同于非对称应力循环，室温和高温下非对称应力循环中的棘轮效应由塑性模量和积累塑性应变的演变规律共同决定。     

304不锈钢在单轴应变棘轮变形下的随动硬化实验研究

对304不锈钢在室温下进行了单轴应变控制下的应变棘轮变形与失效以及低周疲劳试验研究,对材料在循环过程中材料的硬化行为进行了系统的揭示。在对称应变循环下,研究了不同应变幅值下弹性区尺寸和背应力演化规律;在给定工程应变幅值和循环棘轮应变增量组合的应变棘轮变形下进行了弹性区尺寸和背应力演化研究。观察到了各向同性硬化和随动硬化演化对加载历史的依赖性。     

确定不锈钢管道焊缝金属随机循环应力幅良好统计模型的方法

应变控制疲劳试验揭示了要核工程材料1Cr18Ni9Ti不锈钢焊缝金属的循环应力－应变响应存在较大的分散性,现有的定性分析可能给出偏于危险的结果。考察这一分散性和常7种统计分布对试验数据的总体拟合效果、与疲劳失效机制的一致性和设计分析结果的安全性,提出了确定循环应力幅良好统计模型效率概率试验值与理论值的相关系数来评价;与疲劳失效机制的一致性按照给定总应变下失效率随循环应力幅增加而增加的原则,根据各分布统计参量的失效率曲线来判断;设计分析结果的安全性通过识别统计分布尾部失效概率预测误差的变化趋势来进行。     

国产A508-3钢在模拟AP1000一回路水环境下的疲劳性能研究

反应堆压力容器（RPV）钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究,获得了321 ℃、155 MPa及01 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理。研究结果表明,国产A508 3钢峰值应力随应变幅的增大而逐渐增大,疲劳试验过程中试样表现出循环硬化、循环软化和饱和3个阶段;在应变幅由02%逐渐增加至06%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征,属于典型的腐蚀疲劳断裂。