高温高压水腐蚀疲劳(CF)是压水堆(PWR)核电站压力边界材料潜在的的失效形式之一。服役经验表明,核电结构材料除可能发生常规高温高压水CF外,还会因结构特殊而发生特殊状态的CF失效,典型的如微动腐蚀疲劳和缺口腐蚀疲劳。前者主要发生于蒸汽发生器(SG)传热管与支承板/抗震条之间,而后者主要发生于构件的几何不连续处。受限于模拟实验设备和实验技术,PWR核电站结构材料的高温高压水微动腐蚀疲劳和缺口腐蚀疲劳基础数据几乎为空白,相应的环境疲劳失效机理也缺乏深入认识。本文首先在现有的模拟核电高温高压循环水CF实验装置的基础上,发展了两种模拟PWR核电站特殊结构状态下材料CF行为的实验研究方法,即材料高温高压水微动腐蚀疲劳和缺口腐蚀疲劳的模拟实验方法;利用上述方法研究了国产核级690合金在高温高压纯水中的微动腐蚀疲劳性能及国产核级304不锈钢(304 SS)在B/Li高温高压水中的缺口腐蚀疲劳性能,探索了相应的环境疲劳失效机理。论文主要研究进展如下:(1)在现有CF实验设备的基础上,研制了一套高温高压循环水微动腐蚀疲劳模拟实验装置:设计制备了微动疲劳试样及相应的夹具,实现了试样的持久、稳定夹持;设计制备了采用压缩弹簧施加法向正压力的装置,实现了法向正压力的持久、稳定施加,理论误差小于0.5%,可用于开展法向正压力范围0-300 N的高温高压水微动腐蚀疲劳模拟实验研究。(2)研究了 690合金在高温高压纯水中的微动腐蚀疲劳性能。发现在100 N法向正压力作用下,合金在285℃纯水中的微动疲劳寿命比室温空气中的下降了近30%,表现出显著的环境促进微动疲劳效应。在高温高压水环境和微动损伤的共同作用下,试样表面形成了由接触区和缝隙区构成的微动影响区。接触区的纵截面分为三层:由表及里依次是氧化层、变形层和基体层,其中氧化层由外层的微动损伤层和内层的富Cr层构成。(3)690合金在室温空气中微动疲劳裂纹萌生受局部剪切应力的控制,主要起始于接触区边缘;而在高温高压纯水中,其微动腐蚀疲劳裂纹萌生受环境效应和局部剪切应力的共同控制,主要起始于缝隙区,且裂纹扩展早期与室温空气中不同,表现出一段垂直扩展。结合表面损伤特征和裂纹扩展行为,建立了 690合金高温高压纯水中的微动腐蚀疲劳损伤模型。(4)研究了高温高压纯水中690合金在不同法向正压力下的微动腐蚀疲劳行为。发现在285 ℃纯水中,随着法向正压力的增大,合金微动腐蚀疲劳寿命逐渐下降,且试样表面接触区和微动影响区的面积逐渐增大,表现出更加显著的环境导致的材料退化和微动损伤效应。(5)在高温高压纯水中,环境因素和微动效应的综合作用在缝隙区最为显著,微动腐蚀疲劳裂纹萌生于缝隙区。裂纹萌生过程受滑移溶解控制,与微动方向呈一定倾角,且法向正压力越大,滑移开裂现象越明显。微动腐蚀疲劳裂纹的扩展行为取决于环境因素和力学因素的相互竞争。扩展初期,环境因素主导,裂纹垂直于微动方向扩展;随后力学因素取代环境因素,裂纹先与微动方向呈一定倾斜角度扩展,然后恢复到垂直微动方向上扩展。法向正压力越大,裂纹尖端附近的亚表面基体承受更严重的塑性变形,裂尖阳极溶解越剧烈,由环境因素控制的裂纹垂直扩展阶段越长。(6)设计了一种高温高压水缺口腐蚀疲劳实验方法。采用理论公式计算、手册查询和有限元模拟三种方法设计了缺口应力集中系数为2.59的缺口疲劳试样,并通过有限元模拟得到缺口试样在室温(25 ℃)和高温(280 ℃、325 ℃)空气中的缺口尖端应变幅(0.4%、0.6%)对应的循环应力。该方法可用于室温空气中的缺口疲劳实验和高温高压水中的缺口腐蚀疲劳实验。(7)研究了核级304 SS在室温空气中的缺口疲劳行为。发现当缺口试样缺口尖端应变幅与光滑试样应变幅等效时,因缺口截面存在应力应变梯度,缺口试样的疲劳寿命要显著长于光滑试样的。(8)研究了核级304 SS在280 ℃和325 ℃的B/Li水中的缺口腐蚀疲劳行为。发现304 SS在280 ℃水中的腐蚀速率更大,环境促进CF寿命减小的程度比325 ℃水中更明显;在应力控制的缺口疲劳条件下,动态应变时效(DSA)促使CF寿命增加,而DSA在325 ℃水中更为显著,相应的CF寿命增加幅度比280 ℃水中更大。腐蚀因素和DSA的共同作用导致304 SS缺口试样在325 ℃水中的CF寿命长于280 ℃水中的CF寿命。随着平均应变速率的减小,304 SS缺口试样在B/Li高温高压水中的腐蚀程度和DSA均更加严重,但平均应变速率减小导致的腐蚀作用加强的程度要大于DSA加强的程度,即腐蚀作用对缺口腐蚀疲劳寿命的影响占优,故随着平均应变速率的降低,缺口腐蚀疲劳寿命减小。
