熱老化對(duì)AP1000主泵泵殼動(dòng)態(tài)斷裂韌性影響研究

李世偉，余偉煒，蒙新明，薛 飛，陳巍峰

（1.中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江 海鹽 314300；2.蘇州熱工研究院有限公司，江蘇 蘇州 215004；3.清華大學(xué)材料科學(xué)與工程系，北京 100084；4.天津大學(xué)化工學(xué)院，天津 300072）

熱老化對(duì)AP1000主泵泵殼動(dòng)態(tài)斷裂韌性影響研究

李世偉1，余偉煒2，蒙新明2，薛 飛3，陳巍峰4

（1.中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江 海鹽 314300；2.蘇州熱工研究院有限公司，江蘇 蘇州 215004；3.清華大學(xué)材料科學(xué)與工程系，北京 100084；4.天津大學(xué)化工學(xué)院，天津 300072）

為研究熱老化對(duì)AP1000主泵泵殼的制造材料——鑄造奧氏體不銹鋼CF8的動(dòng)態(tài)斷裂韌性的影響，采用夏比預(yù)裂紋試樣，利用示波落錘沖擊試驗(yàn)系統(tǒng)研究材料動(dòng)態(tài)斷裂韌性隨老化時(shí)間的變化規(guī)律。試驗(yàn)結(jié)果表明：400℃下的加速熱老化使主泵泵殼材料產(chǎn)生明顯的脆化效應(yīng)，降低材料斷裂所需消耗的能量；熱老化導(dǎo)致材料動(dòng)態(tài)裂紋擴(kuò)展阻力曲線下降，對(duì)應(yīng)的動(dòng)態(tài)斷裂韌度下降，但在熱老化前期短時(shí)間內(nèi)阻力曲線下降程度較大，而在熱老化時(shí)間＞500h后降幅逐漸減小，出現(xiàn)老化飽和跡象。

鑄造奧氏體不銹鋼；泵殼；熱老化；動(dòng)態(tài)斷裂韌性

0 引 言

在核島一回路系統(tǒng)中，主泵負(fù)責(zé)將反應(yīng)堆堆芯中產(chǎn)生的熱量傳遞給蒸發(fā)器二回路側(cè)給水，屬于核一級(jí)設(shè)備。泵殼作為主泵的承壓主體，其主要作用是將工作介質(zhì)引向葉輪和匯集由葉輪流出的介質(zhì),并把介質(zhì)的大部分動(dòng)能轉(zhuǎn)化為壓能。由于主泵長期在高溫、高壓和放射性環(huán)境下工作，核主泵泵殼主要承受工作壓力和熱載荷，其結(jié)構(gòu)完整性對(duì)于核主泵長期安全、可靠運(yùn)行具有重要意義。對(duì)于AP1000主泵而言，選擇鑄造奧氏體不銹鋼類泵殼會(huì)面臨熱老化問題，長期工作會(huì)導(dǎo)致泵殼材料的韌性下降，從而對(duì)主泵結(jié)構(gòu)帶來安全隱患。在結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)中，斷裂力學(xué)參數(shù)的引入將會(huì)大大提高結(jié)構(gòu)件的安全性和可靠性。目前工程中應(yīng)用的斷裂力學(xué)參數(shù)——斷裂韌性，主要適用于靜態(tài)或準(zhǔn)靜態(tài)的工況。而泵殼在工作中多受動(dòng)態(tài)載荷的影響，如熱沖擊、振動(dòng)載荷等。因此，動(dòng)態(tài)斷裂韌性是決定泵殼性能的重要參數(shù)之一。關(guān)于動(dòng)態(tài)斷裂韌性的測(cè)定，目前尚無統(tǒng)一認(rèn)識(shí)和實(shí)驗(yàn)方法。由于傳統(tǒng)測(cè)試技術(shù)受限于加載率較低的影響，目前動(dòng)態(tài)斷裂測(cè)試主要包括HOPKINSON壓桿法（SHPB）和落錘/擺錘沖擊實(shí)驗(yàn)法。C.H.Popelar[1]，李玉龍[2]、F.Gálvez[3]等利用SHPB技術(shù)實(shí)施三點(diǎn)彎曲試驗(yàn)方法，研究了幾種鋼材的動(dòng)態(tài)斷裂韌性；David L. Rudland[4]、J.P.Tronskar[5]等采用示波沖擊方法對(duì)幾種典型的結(jié)構(gòu)鋼斷裂性能做了研究。研究結(jié)果顯示，上述兩種方法均可以較好地表征材料的動(dòng)態(tài)斷裂特性，但由于示波沖擊方法操作簡(jiǎn)單，并可詳盡描繪動(dòng)態(tài)斷裂過程，因此許多研究者均采用預(yù)裂紋示波沖擊試驗(yàn)來研究鋼材的動(dòng)態(tài)斷裂韌性，而ASTM E1820—2013《斷裂韌性測(cè)量的標(biāo)準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)方法》[6]附錄中也推薦采用該類方法。本文基于示波沖擊方法，研究了AP1000主泵泵殼在加速熱老化環(huán)境下材料動(dòng)態(tài)斷裂韌性的變化，從而為泵殼的設(shè)計(jì)以及材質(zhì)評(píng)估提供參考。

1 試驗(yàn)材料與方法

1.1 試驗(yàn)材料

AP1000主泵的制造材料牌號(hào)為CF8，屬于鑄造奧氏體不銹鋼，其主要化學(xué)成分和力學(xué)性能如表1、表2所示。該材料具有α+γ的兩相組織結(jié)構(gòu)，因而其性能兼有奧氏體不銹鋼和鐵素體不銹鋼的特點(diǎn)。與鐵素體不銹鋼相比，α+γ雙相不銹鋼的韌性高、脆性轉(zhuǎn)變溫度低，其耐晶間腐蝕性能和焊接性能均得到了顯著提高，且保留了鐵素體不銹鋼熱導(dǎo)率高、線膨脹系數(shù)小等特點(diǎn)。與奧氏體不銹鋼相比，其強(qiáng)度較高，特別是屈服強(qiáng)度。CF8鑄造奧氏體不銹鋼的金相組織如圖1所示，鐵素體主要呈島狀分布在奧氏體基體之上，其含量為18%。

1.2 試驗(yàn)方法

鑒于壓水堆核電站一回路的運(yùn)行溫度范圍為288～327℃，為研究其長期服役時(shí)熱老化對(duì)泵殼斷裂韌性的影響，本文根據(jù)Arhenius定律（式（1））采用加速熱老化的方法研究熱老化對(duì)材料特性的影響，加速熱老化的實(shí)驗(yàn)溫度為400℃，且在井式回火爐中進(jìn)行，加熱時(shí)間分別為500，1000，3000h。

表1 試驗(yàn)材料化學(xué)成分

表2 試驗(yàn)材料基本力學(xué)性能

圖1 CF8金相組織圖

式中：k——反應(yīng)速度常數(shù)；

Ea——激活能；

T——絕對(duì)溫度。

當(dāng)溫度升高至400℃，時(shí)間為3 000 h時(shí)老化作用等效于服役溫度下的服役時(shí)間20年。

在完成熱老化試驗(yàn)后，將坯料加工成10 mm×10 mm×55 mm的預(yù)裂紋Charpy試樣，具體尺寸如圖2所示。

圖2 試樣尺寸圖（單位:mm）

根據(jù)ASTM E1820—2013[6]標(biāo)準(zhǔn)，采用MTS 810疲勞試驗(yàn)機(jī)對(duì)試樣通過加/卸載柔度法預(yù)制裂紋，控制試樣裂紋長度與寬度比率（a/w）為0.50；動(dòng)態(tài)斷裂韌性試驗(yàn)則采用INSTRON Dynatup 9250HV落錘沖擊試驗(yàn)機(jī)，該設(shè)備具有響應(yīng)快、精度高、安全可靠的特點(diǎn)，最大沖擊速度可達(dá)20m/s。通過設(shè)定不同的初始沖擊高度（能量）等級(jí)，實(shí)現(xiàn)多試樣法測(cè)試目的，并依托儀器化自動(dòng)采集系統(tǒng)，記錄在沖擊過程中試樣由開始到斷裂過程的載荷-撓度曲線。圖3為典型的沖擊載荷-撓度曲線，依照GB/T 19748—2005《鋼材復(fù)比V型缺口擺鏡沖擊試驗(yàn) 儀器化試驗(yàn)方法》[7]的規(guī)定，可以從示波曲線中獲得材料的很多特征參數(shù)，包括能量參數(shù)（裂紋形成功Wi、裂紋擴(kuò)展功Wp、總沖擊能量Wt）、載荷參數(shù)（動(dòng)態(tài)屈服載荷Fgy、動(dòng)態(tài)最大載荷Fm）等，這些特征值可以反映出材料的強(qiáng)韌性配比。

對(duì)斷裂后試樣采用VHX-1000超景深三維顯微鏡觀察、測(cè)量、記錄試樣斷口形貌的相關(guān)信息。

圖3 沖擊特征值確定示意圖

2 試驗(yàn)結(jié)果與討論

2.1 沖擊斷裂曲線

圖4、圖5分別為預(yù)裂紋試樣在不同初始沖擊能量作用下載荷-撓度曲線以及對(duì)應(yīng)的試樣變形圖。當(dāng)材料未老化初始沖擊能達(dá)到80 J時(shí)，試樣才表現(xiàn)為完全斷裂；而對(duì)于老化3000h后，試樣達(dá)到相同的變形量?jī)H需要＞40J沖擊能量（見圖4（b））。在達(dá)到相同的變形量下所需沖擊能量的降低，說明材料發(fā)生了脆化效應(yīng)。

在相同老化狀態(tài)下，隨著初始沖擊能逐漸降低，試樣變形撓度逐漸減小，此時(shí)對(duì)應(yīng)于圖5中試樣變形率也隨之降低，相應(yīng)的裂紋擴(kuò)展量也呈下降趨勢(shì)，但斷裂模式一直對(duì)應(yīng)于GB/T 19748—2005《鋼材復(fù)比V型缺口擺鏡沖擊試驗(yàn)儀器化試驗(yàn)方法》的Type IV，即穩(wěn)態(tài)擴(kuò)展型。圖4（b）對(duì)應(yīng)為相同初始沖擊能下不同老化狀態(tài)預(yù)裂紋試樣的斷裂曲線。從整個(gè)時(shí)效3000h階段內(nèi)的沖擊載荷-撓度曲線類型來看，材料的斷裂方式并未因熱老化效應(yīng)而發(fā)生明顯變化，始終屬于穩(wěn)態(tài)裂紋擴(kuò)展型，但隨熱老化時(shí)間的增加，材料的韌性下降，表現(xiàn)為沖擊撓度的大幅增大，以及裂紋擴(kuò)展量的增加。

2.2 沖擊特征值

圖4 試樣沖擊載荷-撓度曲線

在沖擊示波曲線圖3中，Charpy試樣在經(jīng)歷屈服點(diǎn)后產(chǎn)生了一段顯著的塑性變形，塑性變形區(qū)域由錘刃-試樣加載點(diǎn)傳遞到缺口根部。與拉伸試驗(yàn)應(yīng)力-應(yīng)變曲線上均勻延伸段相類似的是，儀器化沖擊力-位移曲線塑性變形段的散點(diǎn)可以由冪指數(shù)函數(shù)擬合，如式（2）所示的這一冪指數(shù)關(guān)系通常被稱為“關(guān)鍵曲線”（key curve，KC）函數(shù)。

式中：P——載荷；

W——試樣寬度；

b0——原始韌帶尺寸，b0=W-a0，a0為裂紋深度；

D——加載點(diǎn)位移；

m、K——常數(shù)。

圖5 試樣變形比較

動(dòng)態(tài)屈服力Fgy即定義為彈性段與KC曲線的交點(diǎn)，對(duì)應(yīng)的動(dòng)態(tài)屈服應(yīng)力σyd，σmd由式（2）[8]獲得。相應(yīng)的動(dòng)態(tài)應(yīng)力指標(biāo)隨老化時(shí)間的變化關(guān)系如圖6所示。從圖中看出，表明隨著老化時(shí)間的延長，動(dòng)態(tài)應(yīng)力均隨之降低，該結(jié)論與靜態(tài)應(yīng)力的變化趨勢(shì)恰恰相反[9]，這可能是應(yīng)力加載速率對(duì)材料強(qiáng)度的影響更為突出所致。

圖6 動(dòng)態(tài)應(yīng)力隨老化時(shí)間變化曲線

2.3 斷口形貌

對(duì)于奧氏體不銹鋼，無法采用加熱著色法進(jìn)行裂紋前緣的勾勒，因此在試驗(yàn)完成后，用著色劑對(duì)試樣斷口進(jìn)行處理，然后在液氮環(huán)境下將試樣打斷，獲得試樣斷口形貌。在量取裂紋擴(kuò)展長度后，再用酒精將著色劑清理完畢后測(cè)量對(duì)應(yīng)的預(yù)制裂紋長度。

圖7為40J的落錘沖擊能量下，不同老化階段試件的斷口形貌圖。由圖4可知，未經(jīng)過熱老化處理的試樣裂紋擴(kuò)展較小，而經(jīng)過熱老化處理的試件中，試件的裂紋擴(kuò)展長度較大。該結(jié)論可以從圖7得到驗(yàn)證，原始態(tài)（圖7（a））的試樣發(fā)生了較大的塑性變形，側(cè)膨脹較大，但對(duì)應(yīng)的裂紋擴(kuò)展量（著色面積）較小；隨著老化時(shí)間的延長，側(cè)膨脹值逐漸降低，裂紋擴(kuò)展量逐漸較長，韌性斷裂特征減少，說明熱老化作用影響下，材料的韌性降低，導(dǎo)致裂紋擴(kuò)展阻力變小，相應(yīng)的同等沖擊能量下裂紋擴(kuò)展量增大。

圖7 試樣斷口形貌圖

2.4 動(dòng)態(tài)斷裂韌性

動(dòng)態(tài)彈塑性斷裂韌度J積分依據(jù)ASTM E1820—2013[6]的附錄A17推薦程序計(jì)算。

圖8顯示材料在老化前后的動(dòng)態(tài)裂紋擴(kuò)展阻力曲線均滿足冪律關(guān)系。試樣經(jīng)歷老化后，其裂紋擴(kuò)展阻力曲線呈下降趨勢(shì)，且在老化前期，即500h以內(nèi)阻力曲線下降趨勢(shì)較為明顯，而后續(xù)老化逐漸出現(xiàn)飽和趨勢(shì)。

圖8 動(dòng)態(tài)裂紋擴(kuò)展阻力J-Δa曲線圖

動(dòng)態(tài)斷裂韌度JQ被定義為0.2 mm鈍化線偏置線同J-Δa阻力曲線的交點(diǎn)所對(duì)應(yīng)的J積分值。鈍化線反映了裂紋尖端發(fā)生鈍化的程度，在JQ測(cè)試中起著重要作用。最初的鈍化線方程是在Landes等[10]的半圓形裂尖鈍化模型假設(shè)以及Dawes[11]關(guān)于J積分與裂尖張開位移δ的關(guān)系研究的基礎(chǔ)上提出的，表示為

式中σgd為動(dòng)態(tài)流變應(yīng)力，對(duì)應(yīng)（σyd+σmd）/2。

在各老化狀態(tài)下材料的動(dòng)態(tài)斷裂韌度JQ對(duì)應(yīng)結(jié)果如表3所示。盡管熱老化導(dǎo)致材料的韌性下降，但鑒于奧氏體不銹鋼的強(qiáng)韌性，依照ASTM E1820—2013[6]對(duì)斷裂數(shù)據(jù)有效性的檢驗(yàn)要求，在沖擊試樣尺寸條件下仍無法獲取JIC。

目前，已有許多學(xué)者在微觀上對(duì)鑄造奧氏體不銹鋼的熱老化機(jī)理進(jìn)行大量研究，如王毓[12]、劉振亭[13]和加文哲[14]等通過研究發(fā)現(xiàn)，鑄造奧氏體不銹鋼在熱老化過程中顯微組織形態(tài)無明顯變化，但亞結(jié)構(gòu)發(fā)生了明顯改變。奧氏體基體在熱老化初期有大量位錯(cuò)纏結(jié)及高密度的層錯(cuò)，隨熱老化時(shí)間的增加，基體中的位錯(cuò)纏結(jié)程度明顯減輕，層錯(cuò)數(shù)量大大減少，在位錯(cuò)、相界及晶界上有析出物出現(xiàn)，鐵素體相內(nèi)出現(xiàn)調(diào)幅分解，并且認(rèn)為鐵素體相內(nèi)出現(xiàn)的調(diào)幅分解是造成材料熱老化脆化的主要原因。

表3 動(dòng)態(tài)斷裂韌度結(jié)果匯總

3 結(jié)束語

通過對(duì)3代AP1000主泵泵殼材料鑄造CF8不銹鋼進(jìn)行長時(shí)熱老化試驗(yàn)，并采用預(yù)裂紋試樣的動(dòng)態(tài)斷裂韌性試驗(yàn)進(jìn)行表征，可得出以下結(jié)論：

1）400℃加速熱老化導(dǎo)致主泵泵殼材料發(fā)生明顯的脆化效應(yīng)，導(dǎo)致材料發(fā)生完全斷裂時(shí)所需初始沖擊能量大幅下降。

2）隨著熱老化時(shí)間的增加，主泵泵殼材料的動(dòng)態(tài)應(yīng)力σyd、σmd均隨之降低。

3）熱老化導(dǎo)致材料動(dòng)態(tài)裂紋擴(kuò)展阻力曲線下降，在老化前期（即500h以內(nèi)）阻力曲線下降趨勢(shì)較為明顯，后續(xù)老化材料逐漸出現(xiàn)飽和跡象。

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Thermal aging effect on dynamic fracture toughness of AP1000 main pump casing

LI Shi-wei1，YU Wei-wei2，MENG Xin-ming2，XUE Fei3，CHEN Wei-feng4

（1.CNNC Nuclear Power Operations Management Co.，Ltd.，Haiyan 314300，China；2.Suzhou Nuclear Power Research Institute，Suzhou 215004，China；3.Department of Materials Science and Engineering，Tsinghua University，Beijing 100084，China；4.School of Chemical Engineering and Technology，Tianjin University，Tianjin 300072，China）

In order to investigate the effect of thermal aging on dynamic fracture toughness of cast austenitic stainless steel typed CF8 material，which is used as the AP1000 main pump casing material，a series of falling weight impact test was conducted on pre-crack specimens.Test results show that there is an obvious embrittlement effect on this steel when it was aged at 400?C for up to 3 000 hours.During the impact process，the absorbed energy decreases with the aging time increases.In addition，dynamic crack growth resistance curve descends，and it is found that there is a great descending in the early aging stage，while the amplify decreases after aged 500 hours when a saturation occurs.

cast austenitic stainless steel;pump casing;thermal aging;dynamic fracture toughness

TG115.5+7；TL353+.11；TG142.79；TM930.114

：A

：1674-5124（2014）05-0130-05

10.11857/j.issn.1674-5124.2014.05.034

2014-01-28；

：2014-03-27

國家科技重大專項(xiàng)（2011ZX06004-009-08）江蘇省國際科技合作計(jì)劃項(xiàng)目（BZ2012026）

李世偉（1973-），男，福建莆田市人，高級(jí)工程師，主要從事核電廠在役檢查和無損檢測(cè)技術(shù)管理工作。