核電關鍵結構材料應力腐蝕裂　紋裂尖微觀力學特性分析*

李永強，薛　河

(西安科技大學 機械工程學院，陜西 西安 710054)

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核電關鍵結構材料應力腐蝕裂紋裂尖微觀力學特性分析*

李永強，薛河

(西安科技大學 機械工程學院，陜西 西安 710054)

為研究核電關鍵結構在服役過程中不同裂尖形貌的應力腐蝕開裂裂尖的微觀力學狀態。根據氧化膜破裂理論，以具有較好的高溫耐腐蝕性的核電關鍵結構材料奧氏體不銹鋼304L為實驗材料，以影響核電關鍵結構破壞和失效的主要形式之一的應力腐蝕開裂為研究對象，根據ATEM技術得到微觀尺度下的裂紋裂尖形貌和結構特征，利用有限元分析方法對其含氧化膜SCC裂紋尖端微觀力學狀態進行了初步分析。結果表明裂尖氧化膜的形狀對裂尖氧化膜和基體上的應力應變影響很大，隨著氧化膜裂尖和基體金屬裂尖之間的距離的增大，氧化膜上的高應力區增大，而基體上的減小。氧化膜裂尖區域應力遠大于基體金屬裂尖區域，所以應定義氧化膜裂尖為裂尖進行分析。模擬結果為精確預測核電一回路結構材料應力腐蝕開裂擴展速率奠定一定基礎。

核電結構材料；奧氏體不銹鋼；應力腐蝕開裂；應力應變；有限元

0　引　言

由于奧氏體不銹鋼和鎳基合金具有高溫耐腐蝕性能和較好的力學性能，廣泛的應用于核電設備和結構中，特別是核電一回路焊接結構中。核電結構材料的應力腐蝕開裂(SCC)是核電結構失效的主要形式之一[1-3]。研究表明核電結構材料在高溫高壓水環境下的應力腐蝕開裂過程是在裂尖腐蝕環境、應力狀態和材料性能共同作用下的氧化膜不斷破裂又再生的循環過程[4-6]。由于SCC機理相對復雜且影響因素眾多，陸永浩、T.Sato、陳長風等學者研究高溫水中的化學因素、金屬材料本身性質、加工工藝等因素對裂紋擴展的影響，利用電位降法得到裂紋的實時擴展狀態[7-9]。目前實驗測試仍然是該領域研究的主要手段，但由于實驗設備昂貴，實驗周期長等影響因素，如何準確地預測各種核電結構材料在高溫高壓水環境中SCC裂紋擴展速率仍是一個難題[10-11]。

有限元方法是一種高效能、常用的計算方法。將連續的求解域離散為一組單元的組合體，用在每個單元內假設的近似函數來分片的表示求解域上待求的未知場函數，近似函數通常由未知場函數及其導數在單元各節點的數值插值函數來表達,從而使一個連續的無限自由度問題變成離散的有限自由度問題。由于利用大型商業非線性有限元軟件可以成本低、速度快、準確性高地得到模擬結果，有限元法被目前已廣泛的應用在工程實踐中[12-14]。

文中以氧化膜破裂理論為基礎，根據高溫高壓水環境下奧氏體不銹鋼304L裂紋裂尖區域的形貌和結構特征，利用大型非線性有限元軟件ABAQUS，計算分析裂尖區域氧化膜和基體金屬上的應力應變狀態，從微觀角度分析了EAC裂紋擴展機理，為精確預測核電關鍵結構材料裂紋擴展速率奠定基礎。

1　氧化膜破裂理論

氧化膜破裂理論認為奧氏體不銹鋼和鎳基合金等易產生表面鈍化膜材料，其在高溫高壓水環境中的環境致裂擴展過程可以分為Ⅰ-裂尖表面氧化膜形成，Ⅱ-裂尖高應力應變條件下氧化膜衰減直至發生脆性破裂，以及III-裂尖陽極金屬溶解反應3個階段[15],如圖1所示。

圖1　氧化膜破裂與再生成過程中裂尖 氧化電流密度示意圖Fig.1　Schematic illustration of the oxidation current density transients at the crack tip

由于業界普遍認為氧化膜衰減到破壞階段占據了SCC擴展循環過程中的主要時間。從FARADAY定律出發，在忽略了電化學反應階段和膜形成階段所需時間的前提下，美國GE公司的Ford和Andresen博士給出了核電高溫高壓水環境中奧氏體不銹鋼和鎳基合金環境致裂裂紋擴展速率的表達式[15-16]

(1)

2　模型的建立

2.1幾何模型

文中以緊湊拉伸式樣(1T-CT)為研究對象，試樣幾何尺寸和實驗過程符合ASTME399-90標準[17]，其中W=50mm.根據陸永浩、T.Sato等人利用ATEM技術得到微觀尺度下奧氏體不銹鋼304L在高溫高壓水環境在的裂紋裂尖形貌和結構特征[7]，如圖2所示。

圖2　應力腐蝕開裂裂尖微觀形貌特征[7]Fig.2　Morphology characteristics of SCC crack tip

在有限元模擬過程中根據圖2裂尖的形貌和特征，將裂紋裂尖區域幾何模型簡化如圖3所示，其中a為氧化膜厚度，a=0.35 μm；裂紋寬度為0.16 μm；未簡化裂尖總長度為1.88 μm；s為氧化膜裂尖和基體金屬裂尖之間的距離，由于氧化膜粘連等原因，分別取s為0.6，0.9，1.2 μm進行分析。

2.2材料模型

基體金屬奧氏體不銹鋼304L本構關系符合Ramberg-Osgood關系，其材料參數見表1.通過光電化學法得到核電結構材料高溫高壓水環境下所生成氧化膜的主要成分是Cr2O3和Fe3O4,如圖2所示，而裂紋裂尖區域氧化膜的主要成分是Cr2O3[18].Cr2O3是典型的A2B3型化合物(剛玉結構α-Al2O3)[19]，該類材料硬度高，脆性較強，在外力作用下僅產生很小的變形就會發生破壞，因此本次模擬假設氧化膜材料符合線彈性材料模型，材料參數見表1.

表1　基體金屬和氧化膜的材料參數

2.3有限元模型

圖3　簡化的應力腐蝕開裂裂紋裂尖結構形貌特征Fig.3　Simplified morphology characteristics of SCC crack tip

有限元網格采用二次平面應變四邊形單元(CPE8)，共生成14054網格單元。在氧化膜和基體金屬交界處會出現大量的應力梯度，為了使裂尖區域網格過度良好，在裂尖區域進行了網格細化。初始緊湊拉伸試樣加載孔加載壓強8.5 MPa[7]。

3　計算結果與分析

3.1氧化膜的微觀力學特征

裂紋裂尖區域氧化膜上的高應力區主要集中在氧化膜裂尖區域及其兩邊與基體金屬的邊界上，并沿裂紋擴展方向及其反方向依次減小，如圖4所示。而相對應的基體金屬裂尖區域總是處于低應力狀態。隨著氧化膜裂尖和基體金屬裂尖之間的距離s的增大，裂尖后移，氧化膜裂尖高應力區逐漸增大并后移，而基體金屬裂尖上的應力在逐漸減小。因此在討論核電關鍵結構材料SCC裂紋裂尖應力狀態時，應將氧化膜裂尖定義為裂尖，主要考慮氧化膜裂尖區域的微觀力學狀態。

圖4　應力在裂尖區域氧化膜上的分布(MPa)Fig.4　Stress in the oxide film(MPa) (a)s=0.6 μm　(b)s=0.9 μm　(c)s=1.2 μm

3.2基體金屬的微觀力學特征

SCC裂紋裂尖區域基體金屬上的應力應變分布規律相似，基體金屬上的高應力應變區域并不是分布在基體金屬的裂尖處，而是分布在其與氧化膜的邊界上，并呈蝶形分布，應力在基體上的分布如圖5所示，應變在基體上的分布如圖6所示。

隨著氧化膜裂尖和基體金屬裂尖之間的距離s的增大，基體金屬上的高應力應變區隨著裂尖的后移而后移，并且高應力應變區域在不斷的變小。

圖5　應力在裂尖區域基體金屬上的分布(MPa)Fig.5　Stress in the base metal at crack tip(MPa) (a)s=0.6 μm　(b)s=0.9 μm　(c)s=1.2 μm

圖6　應變在裂尖區域基體金屬上的分布Fig.6　PEEQ in the base metal at crack tip (a)s=0.6 μm　(b)s=0.9 μm　(c)s=1.2 μm

圖7　應力在裂尖區域上的分布(MPa)Fig.7　Stress nearby crack tip(MPa) (a)s=0.6 μm　(b)s=0.9 μm　(c)s=1.2 μm

3.3裂尖區域的應力分布關系

裂紋裂尖的高應力主要集中在氧化膜上，且遠高于基體金屬上的應力值，如圖7所示。氧化膜上的高應力區主要集中在氧化膜裂尖以及其與基體金屬邊界上，基體金屬上的高應力應變區域分布其與氧化膜的邊界上，并且分布在氧化膜與基體金屬上的高應力應變區相連接。根據氧化膜破裂理論，在氧化膜破裂和再生成過程中，氧化膜脆斷發生在很短時間內，氧化膜生成過程所占用的時間也相對較少，而氧化膜破裂和再生成過程中的主要時間集中在氧化膜衰減過程，而裂尖區域基體金屬上的高應力應變是促使氧化膜衰減并發生脆斷的主要原因之一。

4　結　論

1)隨著氧化膜裂尖和基體金屬裂尖之間的距離s的增大，氧化膜上的高應力區逐漸增大，基體金屬上的高應力應變區逐漸減??；

2)氧化膜裂尖區域應力遠大于基體金屬裂尖區域，并且隨著氧化膜裂尖和基體金屬裂尖之間的距離s的增大，氧化膜裂尖應力增大，基體金屬裂尖應力減小，因此需定義氧化膜裂尖為裂尖進行分析；

3)基體金屬上的高應力應變區與氧化膜靠近基體金屬邊界上的高應力區相連接，因此認為基體金屬的高應力應變可能是促使氧化膜衰減并發生脆斷的主要原因之一。

References

[1]盧建樹，王保峰，張九淵.高溫水中不銹鋼和鎳基合金應力腐蝕破裂研究進展[J].核動力工程，2001，22(3)：259-263.

LU Jian-shu，WANG Bao-feng，ZHANG Jiu-yuan.A review of stress corrosion cracking studies of stainless steels and nickel base alloys in high temperature water[J].Nuclear Power Engineering，2001，22(3)：259-263.

[2]龔曉燕，焦康，趙凌燕，等.焊接接頭力學性能不均勻性對管道裂紋斷裂參量的影響分析[J].西安科技大學學報，2013，33(2)：211-215.

GONG Xiao-yan，JIAO Kang，ZHAO Ling-yan，et al.Effect of welded mechanical heterogeneity on fracture parameter of pipeline cracks[J].Journal of Xi’an University of Science and Technology，2013，33(2)：211-215.

[3]Li Y Q，Xue H，Chui Y H，et al.Analysis on micro-mechanical state at tip of stress corrosion cracking in nickel base alloy[J].International Conference on Materials，Environmental and Biological Engineering，2015(10)：790-794.

[4]Yang F Q，Xue H，Zhao L Y，et al.Effects of stress intensity factor on electrochemical corrosion potential at crack tip of nickel-based alloys in high temperature water environments[J].Rare Metal Materials and Engineering，2014，43(3)：513-518.

[5]李永強，趙凌燕.載荷變化對鎳基合金應力腐蝕開裂裂尖力學特性影響分析[J].腐蝕與防護，2016，37(2)：128-170.

LI Yong-qiang，ZHAO Ling-yan.Analysis on the impact of a series ofKIon mechanical state at the tip of stress corrosion cracking in nickel-based alloys[J].Corrosion and Protection，2016，37(2)：128-170.

[6]Lu Y H，Peng Q J，Sato T，et al.An ATEM study of oxidation behavior of SCC crack tips in 304L stainless steel in high temperature oxygenated water[J].Journal of Nuclear Material，2005，347：52-68.

[7]陳長風，姜瑞景，張安國，等.鎳基合金管材高溫高壓H2S/CO2環境中局部腐蝕研究[J].稀有金屬材料與工程，2010，39(3)：427-432.

CHEN Chang-feng，JIANG Rui-jing，ZHANG An-guo，et al.Study on local corrosion of nickel-base alloy tube in the environment of high temperature and high pressure H2S/CO2[J].Rare Metal Material and Engineering，2010，39(3)：427-432.

[8]李志軍，薛河.直流電位降裂紋測深儀的數值標定[J].西安科技大學學報，2012，32(1)：116-120.

LI Zhi-jun，XUE He.Numerical calibration of crack monitor based on direct current potential drop[J].Journal of Xi’an University of Science and Technology，2012，32(1)：116-120.

[9]薛河，薛曉峰，唐偉，等.鎳基合金應力腐蝕裂尖氧化膜力學特性分析[J].稀有金屬材料與工程，2010，40(1)：1 189-1 191.

XUE He，XUE Xiao-feng，TANG Wei，et al.Analysis on mechanical property of oxide film in stress corrosion cracking tip of nickel-based alloys[J].Rare Metal Materials and Engineering，2010，40(1)：1 189-1 191.

[10]Xue H，SHOJI T.Quantitative prediction of EAC crack growth rate of sensitized type 304 stainless steel in boiling water reactor environments based on EPFEM[J].ASME Transactions Journal of Pressure Vessel and Technology，2007，129：460-467.

[11]劉金依，薛河，劉永軍，等.三維中心裂紋板中J積分的計算及分析[J].西安科技學院學報，2002，22(1)：91-94.

LIU Jin-yi，XUE He，LIU Yong-jun，et al.Calculating and analyzing ofJintegral in the center-cracked panel[J].Journal of Xi’an University of Science and Technology，2002，22(1)：91-94.

[12]趙凌燕，薛河，薛曉峰,等.復雜載荷條件下提升機主軸的斷裂參量分析[J].西安科技大學學報，2012，32(2)：250-263.

ZHAO Ling-yan，XUE He，XUE Xiao-feng，et al.Fracture parameters analysis of elevator shaft under complex load conditions[J].Journal of Xi’an University of Science and Technology，2012，32(2)：250-263.

[13]唐偉，薛河，方秀榮，等.托輥軸的有限元分析及結構優化[J].西安科技大學學報，2011，31(5)：613-616.

TANG Wei，XUE He，FANG Xiu-rong，et al.Structural optimization and finite element analysis of roller axles[J].Journal of Xi’an University of Science and Technology，2011，31(5)：613-616.

[14]Xue H，Sato Y，Shoji T.Quantitative estimation of the growth of the environment assisted cracks at flaws in light water reactor components[J].Journal of Pressure Vessel Technology，Transactions of the ASME，2009，131：61-69.

[15]Andresen P L，Ford F P.Modeling and life prediction of stress corrosion cracking in sensitized stainless steel in high-temperature water[J].Proceeding of the ASME Pressure Vessels and Piping，1985，99：17-38.

[16]ASTM Standard E399-90.Annual book of ASTM standards[M].USA：ASTM International，2002.

[17]檀玉，梁可心，張勝寒.光電化學法研究316L不銹鋼在高溫水中生成氧化膜的半導體性質[J].中國腐蝕與防護學報，2013，33(6)：491-495.

TAN Yu，LIANG Ke-xin，ZHANG Sheng-han.Photo-electrochemical study on semiconductor properties of oxide films formed on 316L stainless steel in high temperature water[J].Journal of Chinese Society for Corrosion and Protection，2013，33(6)：491-495.

[18]吳慕鴻.Cr2O3和CrO2納米材料的制備和物性研究[D].哈爾濱:哈爾濱工業大學，2008.

WU Mu-hong.The preparation andphysical properties of nanomaterials of Cr2O3and CrO2[D].Harbin:Harbin Institute of Technology，2008.

[19]Boubeker B，Talea M，Goudeau Ph，et al.On the Yang modulus of 304L stainless steel thin films[J].Material Characterization，2000，45：33-37.

Micro-mechanical state at SCC tip in nuclear key structure materials

LI Yong-qiang，XUE He

(CollegeofMechanicalandEngineering,Xi’anUniversityofScienceandTechnology,Xi’an710054,China)

It’s analyzed that is kinds of micro-mechanical state of stress corrosion cracking(SCC)tip in nuclear plant in-service key structure.Based on the oxide film rupture model and taken austenitic stainless steel 304L that has high temperature corrosion resistant properties as experimental material，regarding SCC that is one of the main forms of affecting the damage and failure of nuclear power key structure as a research object，by analytical transmission election microscopy we obtained shape and structure in micro scale,and analyzed SCC tip in the micro-mechanical state by FEM.Results show that the oxide film shape at crack tip influence the stress and strain of the oxide film and base material.With the increase of the distance between oxide film crack tip and base metal crack tip，the high stress area of film increases and that of base decreases.The stress in film crack tip is much higher than base crack tip，therefore film crack tip should be defined as the crack tip.The simulation provides a foundation to improve the quantitative prediction of SCC growth rate in a circuit structure materials of nuclear power plants.

nuclear structure materials；austenitic stainless steels；stress corrosion cracking；stress-strain；FEM

10.13800/j.cnki.xakjdxxb.2016.0314

1672-9315(2016)03-0380-05

2016-04-21責任編輯：李克永

國家自然科學基金(51475362)；國家教育部博士點基金(20136121110001)

薛河(1961-)，男，江蘇揚州人，教授，博士生導師，E-mail：xue_he@hotmail.com

TG 174.3

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