环境影响疲劳寿命(Environment assisted fatigue, EAF)问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]。美国核管理委员会(Nuclear Regulatory Commission, NRC)发布的管理导则RG 1.207^[2]要求新建核反应堆设计中应考虑冷却剂环境对核1级部件疲劳寿命的影响，技术文件NUREG/CR-6909^[3]研究了材质、载荷（包括应变幅）和服役环境条件对材料疲劳寿命的影响。国内目前未针对国产核电材料EAF问题进行系统性试验研究，因此缺少相应的试验数据来支持设计和安全审评。本文主要介绍了压水堆核电厂用国产奥氏体不锈钢锻造主管道在高温高压水环境中固定应变速率(0.04%·s^-1)时不同应变幅条件下的疲劳寿命试验，获得该条件下的应变疲劳寿命e_a-N曲线。

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

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

图 1

图 1 试样尺寸图 Figure 1 Geometry of fatigue specimen.

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

图 2

图 2 高温高压循环水疲劳试验系统示意图 Figure 2 Schematic of fatigue testing system in high-temperature and high-pressure water.

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

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。

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

图 3 室温空气中的应变-寿命曲线图 Figure 3 ea-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。

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e_a-N曲线。

图 4

图 4 试验数据拟合曲线 Figure 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。

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

并给出了不同材料的F_en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F_en=3.60。运用F_en对ASME平均曲线进行处理，得到F_en=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F_en=3.60预测平均曲线的上方，说明采用式(3)进行的F_en预测基本包络国产奥氏体不锈钢的EAF效应。

图 5

图 5 Fen预测曲线 Figure 5 Fen prediction curve.

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：

图 6

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

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。

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。

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。