核电用690镍基合金的应变疲劳行为及寿命预测

镍基合金由于具有优异的高温强度、高蠕变强度、高耐蚀性能和高抗氧化性等特点，被广泛应用于石油化工和核电等工业。在核电领域，镍基合金主要应用于对内构件和蒸汽发生器传热管等，在运行的过程当中水和蒸汽的压力变化，以及在反应堆启停的过程当中，都会对其造成周期性的高应力加载，这可能会导致局部区域应力加载或发生塑性变形而产生疲劳，严重影响其安全使用寿命。因此，对镍基合金的性能稳定性和疲劳性能的研究十分必要。

由于传统的核电用600镍基合金对高温高压水服役环境中的应力腐蚀破裂敏感，新建核电站趋于使用后来研发的690镍基合金。本工作主要研究了某核电工程用690镍基合金在室温下不同应变幅下的疲劳寿命，在此基础上分析其低周疲劳断裂行为、应变-疲劳寿命关系和循环应力-应变关系，对比设计寿命进行低周疲劳寿命预测，为该类镍基合金的疲劳设计提供有效数据和可靠的理论依据。

试验用690镍基合金由某核电设备有限公司提供的轧制板材，其化学成分（质量分数，%）为C0.022，Si0.2，Mn0.4，Ni62.1，Cr29.06，Mo0.03，Ti0.42，Fe7.36，N0.02，Al0.41。热处理工艺为1050℃保温1h水冷固溶，再720℃保温10h空冷时效处理。将试样表面抛光，用硫酸铜盐酸水溶液进行侵蚀后用于金相观察。

根据GB/T15248-2008《金属材料轴向等幅低循环疲劳试验方法》进行低周应变疲劳试验。试验采用MTSLandmark疲劳试验机，采用轴向拉-压等应变幅控制模式，力值加载波形为三角波，试验均在室温下进行。疲劳寿命周次由设备自动按最早出现下面情况之一判别：①疲劳试验中循环应力值下降到循环应力峰值的75%时的周次，此根据为美国NRC报告信息；②试样出现断裂或迟滞回线的压缩部分出现典型的拐点时的周次。试验后用放大镜、LeicaDM4000M光学显微镜、Quanta400F扫描电镜观察试样的裂纹位置、裂纹形貌和疲劳断口形貌。试验结果表明：

（1）690镍基合金的低循环应变疲劳裂纹主要以穿晶断裂方式萌生于试样的自由表面并向内部扩展。4种应变幅（0.2%、0.3%、0.45%、0.6%）控制下的应变寿命均高于美国阿贡国家试验室（ANL）给出的设计寿命。

（2）分别用Manson-Coffin方程和Langer方程对应变幅-疲劳寿命数据进行拟合，给出了预测方程；弹性应变幅、塑性应变幅与载荷反向周次的关系和塑性应变幅与循环应力幅的关系在对数坐标系下均呈线性关系。