《表2 热老化316L SS在高温高压水中的CF实验条件及修正后裂纹扩展速率》

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《热老化316L不锈钢在模拟核电溶解氧/氢高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展行为》

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图6为1/2T-CT试样的CF阶段，不同R时裂纹扩展长度随测试时间的演变曲线。表2中列出了该试样在CF不同阶段的测试条件以及各自对应的校正后的CGR，其中Δa为裂纹扩展长度。可见当R从0.3依次增加到0.5和0.7时，CF扩展速率逐渐降低。在CF#1阶段，R为0.3，CGR为6.86×10-6mm/s；当R变为0.5时，CGR降低至4.48×10-6mm/s，同CF#1相比，降低34.7%；当R变为0.7时，CGR降低至1.15×10-6mm/s，同CF#2相比，降低74.3%。R为0.7时的CGR是R为0.3时的16.8%。因而R对316L SS在高温高压水中CF的CGR具有重要影响。这与Seifert等[36]开展的奥氏体SS在高温高压水中的CF实验测试结果一致。Sadananda等[37]研究发现，CGR由Kmax和应力强度因子变化幅度ΔK共同决定，Kmax决定材料的裂纹是否扩展，ΔK决定材料的周期损伤，即控制周期塑性区的大小。测试中Kmax为定值，因而随着R的提高或ΔK的降低，造成的周期损伤降低，CGR逐渐降低。因此，在实际核电站工况条件下，要尽量减少核电关键部件所处服役环境的压力波动，避免较大的应力波动，或控制其所受应力水平的恒定，从而降低CF失效时的CGR，延长核电材料的使用寿命[38]。