核電用690鎳基合金的應(yīng)變疲勞行為及壽命預(yù)測(cè)

鎳基合金由于具有優(yōu)異的高溫強(qiáng)度、高蠕變強(qiáng)度、高耐蝕性能和高抗氧化性等特點(diǎn)，被廣泛應(yīng)用于石油化工和核電等工業(yè)。在核電領(lǐng)域，鎳基合金主要應(yīng)用于對(duì)內(nèi)構(gòu)件和蒸汽發(fā)生器傳熱管等，在運(yùn)行的過程當(dāng)中水和蒸汽的壓力變化，以及在反應(yīng)堆啟停的過程當(dāng)中，都會(huì)對(duì)其造成周期性的高應(yīng)力加載，這可能會(huì)導(dǎo)致局部區(qū)域應(yīng)力加載或發(fā)生塑性變形而產(chǎn)生疲勞，嚴(yán)重影響其安全使用壽命。因此，對(duì)鎳基合金的性能穩(wěn)定性和疲勞性能的研究十分必要。

由于傳統(tǒng)的核電用600鎳基合金對(duì)高溫高壓水服役環(huán)境中的應(yīng)力腐蝕破裂敏感，新建核電站趨于使用后來研發(fā)的690鎳基合金。本工作主要研究了某核電工程用690鎳基合金在室溫下不同應(yīng)變幅下的疲勞壽命，在此基礎(chǔ)上分析其低周疲勞斷裂行為、應(yīng)變-疲勞壽命關(guān)系和循環(huán)應(yīng)力-應(yīng)變關(guān)系，對(duì)比設(shè)計(jì)壽命進(jìn)行低周疲勞壽命預(yù)測(cè)，為該類鎳基合金的疲勞設(shè)計(jì)提供有效數(shù)據(jù)和可靠的理論依據(jù)。

試驗(yàn)用690鎳基合金由某核電設(shè)備有限公司提供的軋制板材，其化學(xué)成分（質(zhì)量分?jǐn)?shù)，%）為C0.022，Si0.2，Mn0.4，Ni62.1，Cr29.06，Mo0.03，Ti0.42，F(xiàn)e7.36，N0.02，Al0.41。熱處理工藝為1050℃保溫1h水冷固溶，再720℃保溫10h空冷時(shí)效處理。將試樣表面拋光，用硫酸銅鹽酸水溶液進(jìn)行侵蝕后用于金相觀察。

根據(jù)GB/T15248-2008《金屬材料軸向等幅低循環(huán)疲勞試驗(yàn)方法》進(jìn)行低周應(yīng)變疲勞試驗(yàn)。試驗(yàn)采用MTSLandmark疲勞試驗(yàn)機(jī)，采用軸向拉-壓等應(yīng)變幅控制模式，力值加載波形為三角波，試驗(yàn)均在室溫下進(jìn)行。疲勞壽命周次由設(shè)備自動(dòng)按最早出現(xiàn)下面情況之一判別：①疲勞試驗(yàn)中循環(huán)應(yīng)力值下降到循環(huán)應(yīng)力峰值的75%時(shí)的周次，此根據(jù)為美國(guó)NRC報(bào)告信息；②試樣出現(xiàn)斷裂或遲滯回線的壓縮部分出現(xiàn)典型的拐點(diǎn)時(shí)的周次。試驗(yàn)后用放大鏡、LeicaDM4000M光學(xué)顯微鏡、Quanta400F掃描電鏡觀察試樣的裂紋位置、裂紋形貌和疲勞斷口形貌。試驗(yàn)結(jié)果表明：

（1）690鎳基合金的低循環(huán)應(yīng)變疲勞裂紋主要以穿晶斷裂方式萌生于試樣的自由表面并向內(nèi)部擴(kuò)展。4種應(yīng)變幅（0.2%、0.3%、0.45%、0.6%）控制下的應(yīng)變壽命均高于美國(guó)阿貢國(guó)家試驗(yàn)室（ANL）給出的設(shè)計(jì)壽命。