發(fā)布時間：2020-04-24 23:48

【摘要】：高溫高壓水腐蝕疲勞(CF)是壓水堆(PWR)核電站壓力邊界材料潛在的的失效形式之一。服役經(jīng)驗表明,核電結(jié)構(gòu)材料除可能發(fā)生常規(guī)高溫高壓水CF外,還會因結(jié)構(gòu)特殊而發(fā)生特殊狀態(tài)的CF失效,典型的如微動腐蝕疲勞和缺口腐蝕疲勞。前者主要發(fā)生于蒸汽發(fā)生器(SG)傳熱管與支承板/抗震條之間,而后者主要發(fā)生于構(gòu)件的幾何不連續(xù)處。受限于模擬實驗設(shè)備和實驗技術(shù),PWR核電站結(jié)構(gòu)材料的高溫高壓水微動腐蝕疲勞和缺口腐蝕疲勞基礎(chǔ)數(shù)據(jù)幾乎為空白,相應(yīng)的環(huán)境疲勞失效機理也缺乏深入認識。本文首先在現(xiàn)有的模擬核電高溫高壓循環(huán)水CF實驗裝置的基礎(chǔ)上,發(fā)展了兩種模擬PWR核電站特殊結(jié)構(gòu)狀態(tài)下材料CF行為的實驗研究方法,即材料高溫高壓水微動腐蝕疲勞和缺口腐蝕疲勞的模擬實驗方法;利用上述方法研究了國產(chǎn)核級690合金在高溫高壓純水中的微動腐蝕疲勞性能及國產(chǎn)核級304不銹鋼(304 SS)在B/Li高溫高壓水中的缺口腐蝕疲勞性能,探索了相應(yīng)的環(huán)境疲勞失效機理。論文主要研究進展如下:(1)在現(xiàn)有CF實驗設(shè)備的基礎(chǔ)上,研制了一套高溫高壓循環(huán)水微動腐蝕疲勞模擬實驗裝置:設(shè)計制備了微動疲勞試樣及相應(yīng)的夾具,實現(xiàn)了試樣的持久、穩(wěn)定夾持;設(shè)計制備了采用壓縮彈簧施加法向正壓力的裝置,實現(xiàn)了法向正壓力的持久、穩(wěn)定施加,理論誤差小于0.5%,可用于開展法向正壓力范圍0-300 N的高溫高壓水微動腐蝕疲勞模擬實驗研究。(2)研究了 690合金在高溫高壓純水中的微動腐蝕疲勞性能。發(fā)現(xiàn)在100 N法向正壓力作用下,合金在285℃純水中的微動疲勞壽命比室溫空氣中的下降了近30%,表現(xiàn)出顯著的環(huán)境促進微動疲勞效應(yīng)。在高溫高壓水環(huán)境和微動損傷的共同作用下,試樣表面形成了由接觸區(qū)和縫隙區(qū)構(gòu)成的微動影響區(qū)。接觸區(qū)的縱截面分為三層:由表及里依次是氧化層、變形層和基體層,其中氧化層由外層的微動損傷層和內(nèi)層的富Cr層構(gòu)成。(3)690合金在室溫空氣中微動疲勞裂紋萌生受局部剪切應(yīng)力的控制,主要起始于接觸區(qū)邊緣;而在高溫高壓純水中,其微動腐蝕疲勞裂紋萌生受環(huán)境效應(yīng)和局部剪切應(yīng)力的共同控制,主要起始于縫隙區(qū),且裂紋擴展早期與室溫空氣中不同,表現(xiàn)出一段垂直擴展。結(jié)合表面損傷特征和裂紋擴展行為,建立了 690合金高溫高壓純水中的微動腐蝕疲勞損傷模型。(4)研究了高溫高壓純水中690合金在不同法向正壓力下的微動腐蝕疲勞行為。發(fā)現(xiàn)在285 ℃純水中,隨著法向正壓力的增大,合金微動腐蝕疲勞壽命逐漸下降,且試樣表面接觸區(qū)和微動影響區(qū)的面積逐漸增大,表現(xiàn)出更加顯著的環(huán)境導(dǎo)致的材料退化和微動損傷效應(yīng)。(5)在高溫高壓純水中,環(huán)境因素和微動效應(yīng)的綜合作用在縫隙區(qū)最為顯著,微動腐蝕疲勞裂紋萌生于縫隙區(qū)。裂紋萌生過程受滑移溶解控制,與微動方向呈一定傾角,且法向正壓力越大,滑移開裂現(xiàn)象越明顯。微動腐蝕疲勞裂紋的擴展行為取決于環(huán)境因素和力學(xué)因素的相互競爭。擴展初期,環(huán)境因素主導(dǎo),裂紋垂直于微動方向擴展;隨后力學(xué)因素取代環(huán)境因素,裂紋先與微動方向呈一定傾斜角度擴展,然后恢復(fù)到垂直微動方向上擴展。法向正壓力越大,裂紋尖端附近的亞表面基體承受更嚴重的塑性變形,裂尖陽極溶解越劇烈,由環(huán)境因素控制的裂紋垂直擴展階段越長。(6)設(shè)計了一種高溫高壓水缺口腐蝕疲勞實驗方法。采用理論公式計算、手冊查詢和有限元模擬三種方法設(shè)計了缺口應(yīng)力集中系數(shù)為2.59的缺口疲勞試樣,并通過有限元模擬得到缺口試樣在室溫(25 ℃)和高溫(280 ℃、325 ℃)空氣中的缺口尖端應(yīng)變幅(0.4%、0.6%)對應(yīng)的循環(huán)應(yīng)力。該方法可用于室溫空氣中的缺口疲勞實驗和高溫高壓水中的缺口腐蝕疲勞實驗。(7)研究了核級304 SS在室溫空氣中的缺口疲勞行為。發(fā)現(xiàn)當(dāng)缺口試樣缺口尖端應(yīng)變幅與光滑試樣應(yīng)變幅等效時,因缺口截面存在應(yīng)力應(yīng)變梯度,缺口試樣的疲勞壽命要顯著長于光滑試樣的。(8)研究了核級304 SS在280 ℃和325 ℃的B/Li水中的缺口腐蝕疲勞行為。發(fā)現(xiàn)304 SS在280 ℃水中的腐蝕速率更大,環(huán)境促進CF壽命減小的程度比325 ℃水中更明顯;在應(yīng)力控制的缺口疲勞條件下,動態(tài)應(yīng)變時效(DSA)促使CF壽命增加,而DSA在325 ℃水中更為顯著,相應(yīng)的CF壽命增加幅度比280 ℃水中更大。腐蝕因素和DSA的共同作用導(dǎo)致304 SS缺口試樣在325 ℃水中的CF壽命長于280 ℃水中的CF壽命。隨著平均應(yīng)變速率的減小,304 SS缺口試樣在B/Li高溫高壓水中的腐蝕程度和DSA均更加嚴重,但平均應(yīng)變速率減小導(dǎo)致的腐蝕作用加強的程度要大于DSA加強的程度,即腐蝕作用對缺口腐蝕疲勞壽命的影響占優(yōu),故隨著平均應(yīng)變速率的降低,缺口腐蝕疲勞壽命減小。
【圖文】：

圖１－３壓水堆核電站的結(jié)構(gòu)示意圖ｐ］。逡逑Ｆｉｇ．邋１－３邋Ｓｔｒｕｃｔｕｒａｌ邋ｓｃｈｅｍａｔｉｃ邋ｏｆ邋ＰＷＲ邋ｐｏｗｅｒ邋ｐｌａｎｔ［２］．逡逑ＣＦ是指承受循環(huán)載荷的金屬材料在腐蝕性介質(zhì)中，由于金屬腐蝕與交變應(yīng)逡逑力的協(xié)同作用而發(fā)生的斷裂失效現(xiàn)象，其發(fā)生突然，，破壞性大。在ＰＷＲ核電站逡逑３逡逑

邐２０２０邐２０３０逡逑圖１－２核電站的發(fā)展與演變［２］。逡逑Ｆｉｇ．邋１－２邋Ｔｉｍｅｓｃａｌｅｓ邋ｆｏｒ邋ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ邋ｏｆ邋ｎｕｃｌｅａｒ邋ｐｏｗｅｒ邋ｐｌａｎｔ邋［２ｌ逡逑ｍ邋Ｒｅａｃｔｏｆ邋ｃｏｏｌａｎｔ邋ｓｙｓｔｅｍ逡逑ＨＤ邋—逡逑ＭｉＢ邋／逡逑ｒｏｄｓ邋ｄｒｉｖｅ邐ＨＨＢＵＩ邐／逡逑ｍｅｃｈａｎｉｓｍｓ邋＿邋＇＾Ｔ｜ｊ｜邐＾邋邐Ｑｆｌｊ逡逑疆；￣—逡逑■邐１邋｜Ｊ＿｜＾ｅａｃｔ（ｘｌ邐Ｃｏｎｄｅｎｓｅ）－逡逑｜邐Ｉ邐Ｆｅｅｄｗａｔｅｒ邋．邐￣逡逑Ｉ邋＾Ｈｒ邋ｖＳｌｉｒ６！邐Ｍ邋＂＂邋＂＂＂邋１邋Ｉ逡逑＂邋Ｐ＇邐Ｃｏｏｌｉｎｇ逡逑邐Ｉ邋邐？邐Ｗ３ｔ０ｒ邋｜逡逑‘邐Ｐｒｅｈｅａｔｅｒ邋Ｉ邐士逡逑ＩｍＥ＾ｍ邋

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