背景简介

高温环境下运行的核电和化石燃料电站设备，常常面临蠕变与疲劳的耦合作用。尤其是在核反应堆等高温关键部件中，循环热机械载荷会导致寿命缩短和结构完整性下降。奥氏体不锈钢（如 316 系列）因其优良的高温性能被广泛应用，但其蠕变-疲劳交互机理仍存在认识不足。已有研究表明，应变幅、应变速率、拉伸保持时间以及载荷波形都会显著影响疲劳寿命。然而，以往关于非对称加载波形（如慢拉伸-快压缩，S-F；快拉伸-慢压缩，F-S）的蠕变-疲劳行为研究十分有限。本研究正是针对这一空白展开，旨在揭示 316L 不锈钢在非对称载荷下的变形机理及损伤机制，为高温结构完整性评估提供依据。

成果介绍

（1）宏观力学行为差异显著: 在 550°C、应变幅 ±0.6% 条件下，开展了慢拉伸-快压缩（S-F）与快拉伸-慢压缩（F-S）波形下的疲劳与蠕变-疲劳实验。在纯疲劳条件下，S-F 试样的失效循环数明显低于 F-S 试样，而在引入 60 分钟拉伸保持后，这种寿命差距进一步拉大。S-F 波形表现出更强的寿命削弱效应，其寿命缩短幅度与对称波形下引入拉伸保持的情况相当。这一现象为缩短蠕变疲劳试验周期、降低成本提供了新的实验设计思路。

图1 载荷波形对 316 不锈钢在高温下失效循环数的影响

（2）断裂形貌与损伤机制: 通过扫描电镜与 X 射线断层扫描的分析发现，S-F 蠕变-疲劳试样的断口以沿晶断裂为主且内部缺陷体积分数更高。进一步的定量统计表明，S-F 蠕变-疲劳试样中等尺寸（10–40 μm）微裂纹数量比例最高，且裂纹萌生多位于晶界处。这种损伤特征与沿晶空洞和裂纹的快速积累密切相关，解释了其更短的疲劳寿命。

图2 疲劳及蠕变-疲劳试样的 X 射线断层扫描（XCT）分析结果。(a) 代表性缺陷三维可视化图；(b) 疲劳和(c) 蠕变-疲劳试样的缺陷体积当量直径与球形度分布；(d) 缺陷数量分布对比图

（3）晶粒尺度的变形不相容性: 中子衍射实验结果表明，在 S-F 波形的拉伸驻留阶段，晶粒尺度的变形不相容性更为显著。相比 F-S 波形，S-F 波形下晶粒间的应变协调程度更低，导致局部应力和应变集中。这种晶粒间的不相容性为晶间损伤的积累提供了条件，从而加速了裂纹的萌生与扩展。

图3 应力保持对 {200} 晶粒族应变演化的影响，表示为各应力保持起始时晶间应变相对初始值的变化

（4）晶体塑性模拟验证: 基于晶体塑性有限元模拟的计算结果与实验观测高度一致。模拟表明，S-F 波形在饱和循环的峰值拉伸应变下，位错密度最高，达到约 186 μm⁻²，而 F-S 波形对应为 147 μm⁻²。这种位错密度差异直接导致 S-F 试样在宏观上呈现更高的拉伸应力幅，也从微观机制上揭示了其更严重的损伤积累过程。

图4 晶体塑性模型与疲劳试验对比：（a）首循环至饱和循环的峰值拉伸与压缩应力；（b）首循环与饱和循环峰值拉伸应变下的晶体塑性模拟位错分布

（5）寿命预测方法对比: 在蠕变-疲劳寿命评估方面，对比了两种常用方法：延性耗竭法（ductility exhaustion）与时间分数法（time fraction）。结果表明，在非对称载荷波形条件下，延性耗竭法能够更准确地预测寿命，尤其是对 S-F 波形下的寿命下降趋势捕捉更为精确；而时间分数法则普遍高估了寿命。这为未来复杂载荷条件下的蠕变-疲劳寿命预测提供了更为可靠的工具。

图5 （a）非对称加载波形下蠕变–疲劳试验失效时的疲劳、蠕变及总损伤对比（时间分数法与延性耗竭法）；（b）蠕变–疲劳试验的损伤交互图

致谢

本研究获得英国工程与物理科学研究理事会（EPSRC）青年学者基金项目（EP/R043973/1，授予陈博教授）的资助。作者感谢英国 ISIS 中子源提供 ENGIN-X 实验机时（RB2010070），以及英国高温设施（HTF）联盟在蠕变–疲劳试验机使用方面的支持。同时，感谢莱斯特大学提供先进显微设施，并特别致谢 EPSRC 战略设备计划（EP/X014614/1）对 Hercules 平台的资助与支持。本文第一作者：吴凡（英国莱斯特大学），通讯作者：吴凡（英国莱斯特大学），陈博教授（英国南安普顿大学）。

本期小编 吴　凡（整理）

董乃健（发布）