李永强，薛　河

(西安科技大学 机械工程学院，陕西 西安 710054)



核电关键结构材料应力腐蚀裂纹裂尖微观力学特性分析*

李永强，薛河

(西安科技大学 机械工程学院，陕西 西安 710054)

为研究核电关键结构在服役过程中不同裂尖形貌的应力腐蚀开裂裂尖的微观力学状态。根据氧化膜破裂理论，以具有较好的高温耐腐蚀性的核电关键结构材料奥氏体不锈钢304L为实验材料，以影响核电关键结构破坏和失效的主要形式之一的应力腐蚀开裂为研究对象，根据ATEM技术得到微观尺度下的裂纹裂尖形貌和结构特征，利用有限元分析方法对其含氧化膜SCC裂纹尖端微观力学状态进行了初步分析。结果表明裂尖氧化膜的形状对裂尖氧化膜和基体上的应力应变影响很大，随着氧化膜裂尖和基体金属裂尖之间的距离的增大，氧化膜上的高应力区增大，而基体上的减小。氧化膜裂尖区域应力远大于基体金属裂尖区域，所以应定义氧化膜裂尖为裂尖进行分析。模拟结果为精确预测核电一回路结构材料应力腐蚀开裂扩展速率奠定一定基础。

核电结构材料；奥氏体不锈钢；应力腐蚀开裂；应力应变；有限元

0　引　言

由于奥氏体不锈钢和镍基合金具有高温耐腐蚀性能和较好的力学性能，广泛的应用于核电设备和结构中，特别是核电一回路焊接结构中。核电结构材料的应力腐蚀开裂(SCC)是核电结构失效的主要形式之一[1-3]。研究表明核电结构材料在高温高压水环境下的应力腐蚀开裂过程是在裂尖腐蚀环境、应力状态和材料性能共同作用下的氧化膜不断破裂又再生的循环过程[4-6]。由于SCC机理相对复杂且影响因素众多，陆永浩、T.Sato、陈长风等学者研究高温水中的化学因素、金属材料本身性质、加工工艺等因素对裂纹扩展的影响，利用电位降法得到裂纹的实时扩展状态[7-9]。目前实验测试仍然是该领域研究的主要手段，但由于实验设备昂贵，实验周期长等影响因素，如何准确地预测各种核电结构材料在高温高压水环境中SCC裂纹扩展速率仍是一个难题[10-11]。

有限元方法是一种高效能、常用的计算方法。将连续的求解域离散为一组单元的组合体，用在每个单元内假设的近似函数来分片的表示求解域上待求的未知场函数，近似函数通常由未知场函数及其导数在单元各节点的数值插值函数来表达,从而使一个连续的无限自由度问题变成离散的有限自由度问题。由于利用大型商业非线性有限元软件可以成本低、速度快、准确性高地得到模拟结果，有限元法被目前已广泛的应用在工程实践中[12-14]。

文中以氧化膜破裂理论为基础，根据高温高压水环境下奥氏体不锈钢304L裂纹裂尖区域的形貌和结构特征，利用大型非线性有限元软件ABAQUS，计算分析裂尖区域氧化膜和基体金属上的应力应变状态，从微观角度分析了EAC裂纹扩展机理，为精确预测核电关键结构材料裂纹扩展速率奠定基础。

1　氧化膜破裂理论

氧化膜破裂理论认为奥氏体不锈钢和镍基合金等易产生表面钝化膜材料，其在高温高压水环境中的环境致裂扩展过程可以分为Ⅰ-裂尖表面氧化膜形成，Ⅱ-裂尖高应力应变条件下氧化膜衰减直至发生脆性破裂，以及III-裂尖阳极金属溶解反应3个阶段[15],如图1所示。

图1　氧化膜破裂与再生成过程中裂尖 氧化电流密度示意图Fig.1　Schematic illustration of the oxidation current density transients at the crack tip

由于业界普遍认为氧化膜衰减到破坏阶段占据了SCC扩展循环过程中的主要时间。从FARADAY定律出发，在忽略了电化学反应阶段和膜形成阶段所需时间的前提下，美国GE公司的Ford和Andresen博士给出了核电高温高压水环境中奥氏体不锈钢和镍基合金环境致裂裂纹扩展速率的表达式[15-16]

(1)

2　模型的建立

2.1几何模型

文中以紧凑拉伸式样(1T-CT)为研究对象，试样几何尺寸和实验过程符合ASTME399-90标准[17]，其中W=50mm.根据陆永浩、T.Sato等人利用ATEM技术得到微观尺度下奥氏体不锈钢304L在高温高压水环境在的裂纹裂尖形貌和结构特征[7]，如图2所示。

图2　应力腐蚀开裂裂尖微观形貌特征[7]Fig.2　Morphology characteristics of SCC crack tip

在有限元模拟过程中根据图2裂尖的形貌和特征，将裂纹裂尖区域几何模型简化如图3所示，其中a为氧化膜厚度，a=0.35 μm；裂纹宽度为0.16 μm；未简化裂尖总长度为1.88 μm；s为氧化膜裂尖和基体金属裂尖之间的距离，由于氧化膜粘连等原因，分别取s为0.6，0.9，1.2 μm进行分析。

2.2材料模型

基体金属奥氏体不锈钢304L本构关系符合Ramberg-Osgood关系，其材料参数见表1.通过光电化学法得到核电结构材料高温高压水环境下所生成氧化膜的主要成分是Cr2O3和Fe3O4,如图2所示，而裂纹裂尖区域氧化膜的主要成分是Cr2O3[18].Cr2O3是典型的A2B3型化合物(刚玉结构α-Al2O3)[19]，该类材料硬度高，脆性较强，在外力作用下仅产生很小的变形就会发生破坏，因此本次模拟假设氧化膜材料符合线弹性材料模型，材料参数见表1.

表1　基体金属和氧化膜的材料参数

2.3有限元模型

图3　简化的应力腐蚀开裂裂纹裂尖结构形貌特征Fig.3　Simplified morphology characteristics of SCC crack tip

有限元网格采用二次平面应变四边形单元(CPE8)，共生成14054网格单元。在氧化膜和基体金属交界处会出现大量的应力梯度，为了使裂尖区域网格过度良好，在裂尖区域进行了网格细化。初始紧凑拉伸试样加载孔加载压强8.5 MPa[7]。

3　计算结果与分析

3.1氧化膜的微观力学特征

裂纹裂尖区域氧化膜上的高应力区主要集中在氧化膜裂尖区域及其两边与基体金属的边界上，并沿裂纹扩展方向及其反方向依次减小，如图4所示。而相对应的基体金属裂尖区域总是处于低应力状态。随着氧化膜裂尖和基体金属裂尖之间的距离s的增大，裂尖后移，氧化膜裂尖高应力区逐渐增大并后移，而基体金属裂尖上的应力在逐渐减小。因此在讨论核电关键结构材料SCC裂纹裂尖应力状态时，应将氧化膜裂尖定义为裂尖，主要考虑氧化膜裂尖区域的微观力学状态。

图4　应力在裂尖区域氧化膜上的分布(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基体金属的微观力学特征

SCC裂纹裂尖区域基体金属上的应力应变分布规律相似，基体金属上的高应力应变区域并不是分布在基体金属的裂尖处，而是分布在其与氧化膜的边界上，并呈蝶形分布，应力在基体上的分布如图5所示，应变在基体上的分布如图6所示。

随着氧化膜裂尖和基体金属裂尖之间的距离s的增大，基体金属上的高应力应变区随着裂尖的后移而后移，并且高应力应变区域在不断的变小。

图5　应力在裂尖区域基体金属上的分布(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

图6　应变在裂尖区域基体金属上的分布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

图7　应力在裂尖区域上的分布(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裂尖区域的应力分布关系

裂纹裂尖的高应力主要集中在氧化膜上，且远高于基体金属上的应力值，如图7所示。氧化膜上的高应力区主要集中在氧化膜裂尖以及其与基体金属边界上，基体金属上的高应力应变区域分布其与氧化膜的边界上，并且分布在氧化膜与基体金属上的高应力应变区相连接。根据氧化膜破裂理论，在氧化膜破裂和再生成过程中，氧化膜脆断发生在很短时间内，氧化膜生成过程所占用的时间也相对较少，而氧化膜破裂和再生成过程中的主要时间集中在氧化膜衰减过程，而裂尖区域基体金属上的高应力应变是促使氧化膜衰减并发生脆断的主要原因之一。

4　结　论

1)随着氧化膜裂尖和基体金属裂尖之间的距离s的增大，氧化膜上的高应力区逐渐增大，基体金属上的高应力应变区逐渐减小；

2)氧化膜裂尖区域应力远大于基体金属裂尖区域，并且随着氧化膜裂尖和基体金属裂尖之间的距离s的增大，氧化膜裂尖应力增大，基体金属裂尖应力减小，因此需定义氧化膜裂尖为裂尖进行分析；

3)基体金属上的高应力应变区与氧化膜靠近基体金属边界上的高应力区相连接，因此认为基体金属的高应力应变可能是促使氧化膜衰减并发生脆断的主要原因之一。

References

[1]卢建树，王保峰，张九渊.高温水中不锈钢和镍基合金应力腐蚀破裂研究进展[J].核动力工程，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]龚晓燕，焦康，赵凌燕，等.焊接接头力学性能不均匀性对管道裂纹断裂参量的影响分析[J].西安科技大学学报，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]李永强，赵凌燕.载荷变化对镍基合金应力腐蚀开裂裂尖力学特性影响分析[J].腐蚀与防护，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]陈长风，姜瑞景，张安国，等.镍基合金管材高温高压H2S/CO2环境中局部腐蚀研究[J].稀有金属材料与工程，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]李志军，薛河.直流电位降裂纹测深仪的数值标定[J].西安科技大学学报，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，薛晓峰，唐伟，等.镍基合金应力腐蚀裂尖氧化膜力学特性分析[J].稀有金属材料与工程，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]刘金依，薛河，刘永军，等.三维中心裂纹板中J积分的计算及分析[J].西安科技学院学报，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]赵凌燕，薛河，薛晓峰,等.复杂载荷条件下提升机主轴的断裂参量分析[J].西安科技大学学报，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]唐伟，薛河，方秀荣，等.托辊轴的有限元分析及结构优化[J].西安科技大学学报，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，张胜寒.光电化学法研究316L不锈钢在高温水中生成氧化膜的半导体性质[J].中国腐蚀与防护学报，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]吴慕鸿.Cr2O3和CrO2纳米材料的制备和物性研究[D].哈尔滨:哈尔滨工业大学，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责任编辑：李克永

国家自然科学基金(51475362)；国家教育部博士点基金(20136121110001)

薛河(1961-)，男，江苏扬州人，教授，博士生导师，E-mail：xue_he@hotmail.com

TG 174.3

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