高温水环境中镍基合金应力腐蚀开裂速率定量预测模型研究

应力腐蚀开裂是裂尖腐蚀介质、材料性质和力学状态三方面因素共同作用下裂纹慢速稳态扩展的过程，定量预测核电站高温水环境中奥氏体不锈钢及镍基合金应力腐蚀开裂速率是核电设备长期安全运行的关键问题之一。实验表明应力腐蚀裂尖区存在一个窄宽沟型裂纹，本项目拟在分析比较塑性材料应力腐蚀裂纹尖端与纯机械裂纹尖端区域形貌特征及应力应变场异同的基础上，研究裂尖力学参量从裂尖金属氧化膜破裂，到电化学阳极反应造成裂尖金属成为离子析出，而形成窄宽沟型扩展裂纹，再到裂纹两侧有效应力消失促使氧化膜再生成的这一反复循环过程中的作用。提出核电站高温水环境中奥氏体不锈钢和镍基合金应力腐蚀开裂扩展速率定量预测模型(FRI模型)修改建议，建立新的预测模型。为提高核电站高温水环境中奥氏体不锈钢及镍基合金应力腐蚀开裂扩展速率定量预测能力和实验结果数据质量及进一步开展核电关键材料与结构应力腐蚀开裂定量预测理论和实验研究奠定基础。

应力腐蚀开裂(SCC)是裂尖腐蚀环境、材料和力学状态三方面因素共同作用下裂纹慢速稳态扩展的过程，定量预测核电站高温水环境中奥氏体不锈钢及镍基合金SCC速率是核电设备长期安全运行的关键问题之一。为了有效地解决这一重大工程问题，本项目在分析比较高温水环境核电关键材料应力腐蚀裂纹尖端与纯机械裂纹尖端区域形貌特征及应力应变场异同的基础上，详细研究了相关材料SCC裂尖力学参量从裂尖金属氧化膜破裂，到电化学阳极反应造成裂尖金属成为离子析出，而形成窄宽沟型扩展裂纹，再到裂纹两侧有效应力消失促使氧化膜再生成的这一反复循环过程中的作用，并从机理上分析了现有的各种核电材料SCC扩展速率定量预测模型。进而，在针对SCC裂尖表征力学参量深入研究的基础上，提出了基于SCC裂尖金属高温蠕变与裂尖应变率相结合的理论预测模型，以及基于弹塑性有限元分析和SCC裂尖应变率不同表征方法的工程预测模型，基本达到了预期目标。为提高核电站高温水环境中奥氏体不锈钢及镍基合金应力腐蚀开裂扩展速率定量预测能力和进一步开展核电关键材料与结构环境致裂定量预测理论和实验研究奠定基础。部分成果已发表在相关国际学术期刊和会议上，并得到国内外同行的关注和多次引用。