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腐蚀疲劳(CF)是核电站关键设备寿命设计、安全评估、延寿评估必须考虑的因素之一。运行经验及研究均表明,CF是核电结构材料环境致裂的潜在形式之一。现行的ASME疲劳设计曲线没有充分考虑轻水堆(LWR)环境因素的影响,可能存在安全裕度不足或过于保守的缺陷。美国核管会于2007年颁布了RG 1.207,要求新建核电站疲劳设计必须考虑LWR环境的影响,给业主、设计、监管、研究等部门提出了新的要求。我国正在大力发展核电,积极推进核电设备材料国产化。然而,对国产核电结构材料CF基础数据的积累几乎为空白,相关机理研究也亟待开展。本文通过设计扁舟状疲劳试样,研究了三种蒸汽发生器(SG)用690合金传热管(编号J、C1和C2)在B/Li高温高压水中的CF行为,重点关注了溶解氧(DO)、夹杂物等对其环境疲劳性能的影响；研究了国产锻造主管道用316LN不锈钢在高温高压水中的CF行为,重点关注了应变速率、温度对其疲劳性能的影响；讨论了核级奥氏体合金(690合金、316LN不锈钢)在LWR环境中疲劳裂纹萌生与扩展机制。研发了一种基于薄壁管材的扁舟状拉拉疲劳试样及相应的夹具,保证了拉拉疲劳过程中扁舟状疲劳试样夹持的稳定性和可靠性,不失稳且与加载轴的对中性良好,适用于实际SG用690合金传热管高温高压水CF性能的研究和评价。利用扁舟状疲劳试样研究了实际SG用690合金传热管在B/Li高温高压水中的疲劳性能。发现管J和C1在B/Li的环境疲劳寿命相当,均位于ASME平均曲线偏下位置,但在ASME设计曲线上方,在当前实验条件下有足够的疲劳安全裕度。扁舟状疲劳试样的CF寿命略高于文献中报道的棒状试样的CF寿命,可能与试验采用的应变比率不同(0.2vs-1)和疲劳样品形状尺寸不同有关。高温高压水中驻留滑移带(PSBs)与电化学因素的交互作用促进了CF裂纹沿PSBs萌生。CF断口表面粗糙,有较多二次裂纹,也有典型的疲劳辉纹特征。研究了三种690合金传热管在B/Li高温高压水中的CF行为与开裂特征,重点关注了SG管中的夹杂物对其CF裂纹萌生与扩展的影响。发现管J、C1、C2中夹杂物主要为TiN、Al2O3/MgO及其共生夹杂物,体积分数分别为0.0894%、0.0384%和0.1843%。高的夹杂物体积分数使管C2在高温高压水中的疲劳寿命降低,其表面TiN夹杂与次表面条带状TiN夹杂促进CF裂纹萌生,断口与主裂纹面上观察到大量大尺寸TiN夹杂和条带状TiN夹杂,且一些TiN周围出现了准解理开裂特征。大尺寸TiN夹杂与氢的交互作用促进了690合金传热管在高温高压水中的CF裂纹扩展。研究了DO对690合金传热管高温高压水CF性能的影响,发现传热管在高DO条件下的疲劳寿命更长。DO<5 ppb时,传热管疲劳实验后试样内弧面粗糙不平,有较多二次裂纹,裂纹萌生处明显凹陷；DO=5500 ppb时,内弧面较为平直,二次裂纹较少。DO<5 ppb时,表面氧化膜厚度为纳米级,膜中富Cr、Ni而贫Fe；DO=5500 ppb时,表面氧化膜厚度约为1.36 μm,膜中富Fe, Ni而贫Cr。690合金传热管在高DO条件下疲劳寿命更长与DO对疲劳裂纹萌生机制的影响有关。DO=5500 ppb时,氧化膜生长速度加快,同时本体溶液中含有大量铁离子,促进NiFe204尖晶石的形核生长,加快了破裂氧化膜的修复过程,抑制了金属的选择性溶解,从而阻止了CF裂纹萌生。研究了国产锻造主管道用316LN不锈钢在空气和高温高压水中的CF行为。发现在高温高压水中,国产316LN不锈钢的疲劳寿命相对空气中降低,位于ASME平均曲线下方,但在ASME设计曲线上方,在当前实验条件下有足够的疲劳安全裕度。在0.4%s-1-0.004%s-1应变速率范围内,316LN不锈钢在高温高压水中的疲劳寿命随应变速率降低而降低,当应变速率高于0.4%s-1时,疲劳寿命几乎不随应变速率改变。应变速率为0.4%s-1时,在室温-300℃范围内,温度变化对疲劳寿命几乎无影响。316LN不锈钢在高温高压水中疲劳断口粗糙,为典型的多裂纹源起始特征,裂纹源区呈典型的扇形花样；裂纹扩展区为典型的疲劳辉纹特征。疲劳裂纹主要萌生于PSBs,少量的疲劳裂纹萌生于孪晶界。316LN不锈钢在LWR环境中疲劳时会发生动态应变时效(DSA), DSA与LWR环境的交互作用促进了CF裂纹的萌生与扩展。结合国产核级奥氏体合金(奥氏体不锈钢和镍基合金)空气中的疲劳强度数据及文献报道的同类材料空气中的疲劳数据,根据Langer方程拟合获得了包含国产核级奥氏体合金的IMR平均曲线,在该平均曲线的基础上将应变除以2或者寿命除以12取下包络线获得了核级奥氏体合金的IMR设计曲线。基于国产核级奥氏体合金高温高压水环境中的CF实验数据和文献报道的同类材料LWR环境中的CF数据,采用环境疲劳影响因子Fen方法,建立了考虑应变速率、温度、DO的环境疲劳设计模型,该模型能够很好地预测核级奥氏体合金在LWR环境中的疲劳寿命。提出了利用环境疲劳设计模型结合线性累积损伤理论评价核电站实际服役构件环境疲劳损伤的方法。