3-14、核级奥氏体不锈钢多因素耦合环境疲劳寿命预测模型

谭季波，吴欣强^*，韩恩厚，柯伟

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，沈阳110016

摘要：在高温高压水（典型的为325 ^oC、15.5 MPa）服役环境中，环境疲劳是核电站关键设备失效的主要潜在形式之一，在核电站安全设计、运行、检修、安全评估、寿命预测和延寿评估等方面至关重要。目前广泛使用的ASME疲劳设计曲线没有包含轻水堆环境的影响，存在安全裕度不足的缺陷。美国核管会于2007年颁布RG1.207导则，要求新建核电站疲劳设计必须考虑轻水堆环境的影响。在高温高压水环境中，影响核电结构材料疲劳性能的因素众多，典型的如温度、溶解氧、应变速率、材料中S含量等，且各因素可能交互作用降低材料的疲劳性能。常规的建立疲劳设计曲线的方法为在特定条件下获得不同应变幅条件下的疲劳寿命，拟合得到S-N曲线，在此基础上除以安全因子获得疲劳设计曲线。然而，针对核电站多因素耦合复杂环境中，该方法需要巨量的疲劳数据，耗时耗力且不便于工程应用。如何建立便于工程应用的核电结构材料多因素耦合环境疲劳寿命预测模型，是当前亟需解决的问题及研究热点之一。本文研究了核级奥氏体不锈钢（316LN不锈钢、304不锈钢）在常温、高温空气环境中的疲劳性能，利用Langer方程拟合，获得了核级奥氏体不锈钢在空气中的平均曲线，设计曲线为平均曲线的基础上寿命除以12或应变除以2。针对高温高压水环境，主要考虑温度、溶解氧、应变速率对其腐蚀疲劳性能的影响，获得了不同因素对疲劳寿命的影响规律。利用环境疲劳校正因子F_en的方法：

F_en=N_air/N_water      (1)

N_air为空气中的疲劳寿命，N_air为高温高压水中的疲劳寿命。通过拟合，分别量化F_en与温度、溶解氧、应变速率的关系，联立获得F_en与温度、溶解氧、应变速率的关系表达式：

其中ε为应变速率，T为温度，DO为溶解氧，ε^*为应变速率因子， 为温度因子， 为DO因子。将F_en植入空气中的疲劳设计曲线，便获得了核级奥氏体不锈钢多因素耦合环境疲劳寿命预测模型。通过该模型得到的奥氏体不锈钢在高温高压水环境中的预测寿命与试验寿命（本实验室获得的数据以及文献中发表的数据）相符性较好。结合核级奥氏体不锈钢多因素耦合环境疲劳寿命预测模型与线性累积损伤理论，提出了评价核电关键设备在服役过程中环境疲劳损伤的方法。为充分挖掘核电站关键设备的环境疲劳设计余量，提高模型预测寿命的准确性，需要进一步完善模型，如考虑加载波形的影响、高温高压水热机械疲劳的影响以及进一步量化溶解氧的影响等。

关键词：核级奥氏体不锈钢；多因素耦合；环境疲劳；寿命预测

通讯作者：吴欣强，电话：024-23915898，Email: xqwu@imr.ac.cn

致谢：感谢国家重点研发计划“材料环境失效过程的高通量计算模拟与高通量实验技术”（2017YFB0702103）、国家自然科学基金（51601201 & 51371174）、中国科学院院重点部署项目（ZDRW-CN-2017-1）及金属研究所创新基金（SCJJ-2013-ZD-02）的联合资助。

DOI:10.12110/secondfmge.20181014.314