应变幅对国产锻造奥氏体不锈钢环境疲劳寿命影响的试验研究

孙海涛 吕爱林 付 强 凌礼恭 贾盼盼 王 臣 孙造占 吴欣强3（环境保护部核与辐射安全中心 北京 0008）

2（中华人民共和国环境保护部 北京 100035）

3（中国科学院核用材料与安全评价重点实验室 中国科学院金属研究所 沈阳 110016）

应变幅对国产锻造奥氏体不锈钢环境疲劳寿命影响的试验研究

孙海涛1吕爱林2付 强2凌礼恭1贾盼盼1王 臣1孙造占1吴欣强31（环境保护部核与辐射安全中心 北京 100082）

2（中华人民共和国环境保护部 北京 100035）

3（中国科学院核用材料与安全评价重点实验室 中国科学院金属研究所 沈阳 110016）

为验证模拟压水堆核电站冷却剂服役环境对国产锻造主管道用奥氏体不锈钢疲劳寿命的影响，采用高温高压循环水疲劳测试系统对从产品锻件取样加工后的标准试样进行了低周疲劳试验，分析了试验数据与美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers, ASME)规范平均/设计疲劳曲线的关系，获得了应变幅对奥氏体不锈钢环境疲劳寿命的影响规律，并初步评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适合性。

环境影响疲劳，应变幅，奥氏体不锈钢，疲劳裂纹，设计疲劳曲线

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

环境影响疲劳寿命命(Environmment assisted ffatigue, EAF)问题题是近几年国际核安全设备疲劳分析、、研究和安全监管领域关注的重点问题[[1]。美国核管管理委员会(Nucllear Regulatoory Commission, NRC)发发布的管理导则RG 1.207[2]要要求新建核反反应堆设计中中应考虑冷却剂环境对核1级级部件疲劳寿寿命的影响，技术文件NURREG/CR-6909[3]研究了材材质、载荷（包包括应变幅）和服役环境条件件对材料疲劳劳寿命的影响响。国内目前未针对国产核电材料EAFF问题进行系系统性试验研究，因此缺少相相应的试验数数据来支持设设计和安全审评。本文主要介介绍了压水堆堆核电厂用国国产奥氏体不锈钢钢锻造主管道道在高温高压压水环境中固固定应变速率(0..04%·s-1)时不不同应变幅条条件下的疲劳劳寿命试验，获得该条件下的的应变疲劳寿寿命εa-N曲线线。

1 试验验条件

1.1 试验验用材料及试试样

试验验用材料取自自国内主管道制造商提提供的316LN奥奥氏体不锈钢锻锻造主管道产产品，供货状状态为固溶热处理。其组织为为典型的奥氏氏体与孪晶组组织，晶粒度3.0-3.5级。经经检测，室温和和高温空气中中的常规力学性能均满足技术术规格书和设设计标准的要要求。

在主管道锻环内1/4壁厚处沿沿轴向切取试试料加工成如图1所示的圆棒棒状疲劳试样样，试样标距距段为16mm，直径为8 mm，符符合ASTM E606[4]标准对对应变变疲劳试样的的要求。

图1 试试样尺寸图Fig.1 Geometryof fatigue specimen.

1

1.2 试验系系统

因需要考考核模拟压水水堆核电站冷冷却剂服役环环境中中材料的疲劳劳性能，本试试验建立了如如图2所示的的高温温高压循环水水疲劳试验系系统。试验系系统由高温高高压循循环水回路、高压釜、电电液伺服疲劳劳试验机和控控制系系统组成，可可以实现温度度、压力、介介质水化学和和加载载等参数的连连续控制。其其中试验介质质采用高纯度度去离离子水，主要要指标满足压压水堆核电站站一回路冷却却剂水水化学条件的的要求。

该试验系系统可保证动动态疲劳加载载条件下高压压釜的的密封性能，同时采用线线性可变差动动位移传感器器实现现高温高压水水环境下疲劳劳试样标距段的精确应应变监监测。

图2 高温高高压循环水疲劳劳试验系统示意意图Fig.2 Schematicof fatigue testinng system in higgh-temperatureand high-presss ure water.

1.3 试验参数

选取5个应变幅（每个应变幅至少三个平行样品）进行疲劳寿命试验，疲劳寿命定义为：峰值拉伸应力下降至最大峰值应力25%处的循环周次（此时相当于产生3 mm的工程裂纹）。试验采用位移控制（原位应变测量）模式，波形采用三角波。试验的主要参数：应变幅0.4%-1.2%；应变比-1；应变速率0.04%·s-1；温度300°C；压力10MPa；溶解氧小于5×10-9。

2 试验结果与分析

2.1 空气中疲劳寿命试验结果

为了与空气环境中材料的疲劳寿命进行对比，还参照GB/T 15248[5]的相关要求对试样进行了空气环境中的室温疲劳性能试验。

试验结果（图3）表明高应变幅条件下国产锻造奥氏体不锈钢室温空气中的疲劳寿命与美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers, ASME)平均曲线(Mean curve)[6]吻合较好，低应变幅下数据点分布在ASME平均曲线的下方，与美国阿贡国家实验室(Argonne National Laboratory, ANL)给出的室温空气中模型曲线(ANL model air)[3]较一致。

图3 室温空气中的应变-寿命曲线图Fig.3 εa-N curve at room temperature.

鉴于ASME规范增补中已采纳了较ASME原有设计曲线更为严格的ANL推荐新设计疲劳曲线，结合本试验结果，建议国产奥氏体不锈钢部件的工程设计参考使用ANL疲劳模型曲线。

2.2 高温水疲劳寿命试验结果与分析

依据前文所列试验参数进行高温高压循环水环境试验，获得了国产锻造奥氏体不锈钢高温高压水疲劳寿命试验数据。针对试验数据采用最小二乘法进行曲线拟合，得到了如图4所示的应变寿命εa-N曲线。

图4 试验数据拟合曲线Fig.4 Fitting curve of testing data.

分析试验数据点和曲线可以得出如下现象：

1) 高温高压水环境的试验数据点均落在室温空气环境疲劳数据点的下方，主要分布在ASME平均曲线的下侧。

虽然锻造奥氏体不锈钢低应变幅条件下疲劳寿命相对于高应变幅条件下高，但相对于空气中疲劳寿命，低应变幅条件下数据点距离平均曲线更远，寿命下降的更明显，即受高温高压水环境影响更大。

2) 国产锻造奥氏体不锈钢所有的高温高压水环境疲劳强度数据点均位于ASME疲劳设计曲线的上方。

但如果采用ASME平均/设计曲线同样的试验数据点处理方式（考虑到数据分散性、试样尺寸和表面粗糙度的影响，通过对室温空气条件光滑试样低周疲劳寿命数据进行拟合得到的平均曲线进行保守处理，即分别将应力幅值除以2，循环次数除以20，取两者的最小值形成的下包络设计曲线）处理本试验所得的高温高压水疲劳试验数据点，结果如图4所示。可以看出，ASME设计曲线无法包络试验处理后的曲线。如果采用2/12处理方法，也无法被ASME设计曲线包络。

因此，相应的工程设计直接采用原ASME设计曲线是不合适的，应考虑服役环境对材料疲劳寿命的影响，根据核电厂设计运行条件对ASME设计曲线进行必要的修正或采取相应的工程措施。

2.3 Fen分析

针对EAF问题，NUREG/CR-6909（2007版）提出环境疲劳修正系数Fen概念：

并给出了不同材料的Fen计算公式，对于锻造奥氏体不锈钢计算公式如下：

2012年起NRC对式(2)进行了修订，修订后锻造奥氏体不锈钢的计算公式如下：

根据疲劳试验参数计算得到Fen=3.60。运用Fen对ASME平均曲线进行处理，得到Fen=3.60的预测平均曲线。如图5所示，可以看出试验得到的疲劳强度数据点分布在Fen=3.60预测平均曲线的上方，说明采用式(3)进行的Fen预测基本包络国产奥氏体不锈钢的EAF效应。

图5 Fen预测曲线Fig.5 Fenprediction curve.

2.4 断口分析

高温高压水环境疲劳试验后，对试样断口进行了宏观和微观形貌分析。原本金属光泽的试样表面变成灰黑色，说明试样表面被高温高压水腐蚀并形成腐蚀产物膜。在疲劳试样的标距段内，观察到疲劳主裂纹的存在。

分离开裂的疲劳试样，利用扫描电镜进行断口分析，以应变幅0.8%的疲劳试样断口形貌（图6）为例，可观察到：

1) 断口表现为典型的多裂纹源起始特征，裂纹主要萌生于试样表面或近表面，尤其是表面蚀坑。

2) 裂纹源附近及扩展区为典型的河流状花样，表面有少量细小的氧化物颗粒。扩展区观察到典型的疲劳辉纹。

3) 未观察到裂纹的萌生或扩展与奥氏体不锈钢中夹杂物有直接的联系。

图6 高温高压水疲劳断口形貌Fig.6 Morphologies of fatigue fracture in high-temperature and high-pressure water.

2.5 机理分析

根据文献[7]报道和本文实验结果，国产锻造奥氏体不锈钢在高温高压水环境中的疲劳裂纹主要萌生于表面蚀坑或驻留滑移带，起始通常与不锈钢中的夹杂物或表面的腐蚀产物膜有关。

疲劳裂纹萌生与扩展第一阶段主要由滑移溶解机制控制，而扩展第二阶段后期主要由氢致开裂主导。力学和电化学的交互作用促进了奥氏体不锈钢材料在高温高压水环境中疲劳裂纹的扩展。

3 结语

1) 本试验获得了国产316LN奥氏体不锈钢锻造主管道高温高压水环境疲劳强度数据及应变寿命拟合曲线。当前试验条件下不锈钢表现出确定的EAF效应：在溶解氧小于5×10-9的高温高压水中疲劳寿命相对于空气中降低，尤其是在低应变幅范围内，表现出显著的EAF效应。

2) 针对ASME奥氏体不锈钢空气疲劳设计曲线，结合本试验结果，建议奥氏体不锈钢部件的工

程设计参考使用ANL疲劳模型曲线。

3) 奥氏体不锈钢部件的工程疲劳分析应考虑服役环境对材料疲劳寿命的影响，根据核电厂设计运行条件对ASME设计曲线进行必要的修正或者采取相应的工程措施。

4) 高温高压水环境疲劳裂纹与断口特征分析表明，国产锻造奥氏体不锈钢在高温高压水中的环境疲劳裂纹主要萌生于表面蚀坑或驻留滑移带。

1 孙海涛, 王臣, 熊冬庆, 等. 压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响[J]. 核科学与工程, 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 国家标准化管理委员会. GB/T 15248: 金属材料轴向等幅低循环疲劳试验方法[S]. 北京: 中国标准出版社, 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, 吴欣强, 韩恩厚, 等. 核电站用钢的高温高压水腐蚀疲劳研究进展[J]. 腐蚀科学与防护技术, 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

孙海涛，男，1979年出生，2005年于北京理工大学获硕士学位，研究领域为核电机械设备、材料核安全审评与研究

吴欣强，E-mail: xqwu@imr.ac.cn

2016-01-20，

2016-10-25