试验参数对不锈钢包壳管环向拉伸的影响

2017-05-08陈建伟吴庆生

材料科学与工艺 2017年2期

李萍，徐健，陈建伟，吴庆生

（1.合肥工业大学材料科学与工程学院，合肥230009；2.合肥工业大学工业与装备技术研究院，合肥230009；3.中国科学院核能安全技术研究所，合肥230031；4.中子输运理论与辐射安全重点实验室（中国科学院），合肥230031）

试验参数对不锈钢包壳管环向拉伸的影响

李萍1，2，徐健2，3，4，陈建伟3，4，吴庆生3，4

包壳管是反应堆内重要的安全屏障，其在服役环境下承受一定裂变气体内压，同时面临芯块和包壳间机械相互作用的考验.开展包壳管环向拉伸性能研究，对反应堆燃料组件设计和安全分析具有重要意义.奥氏体不锈钢是快中子反应堆包壳管重要候选材料，具有良好的高温力学性能.本文针对奥氏体不锈钢包壳管高温环向拉伸试验，研究了夹具、标距段宽度和润滑条件等试验参数对包壳管环向拉伸试验的影响.结果表明：三嵌块夹具可以避免试样标距段向内展平，且夹具和试样间摩擦力较小；标距段的宽度对包壳管环向拉伸强度影响不大，但是标距段宽度过大或者过小都会造成试样延伸率下降；夹具与试样间隙的摩擦会增加拉伸载荷，降低延伸率，使用石墨润滑可以有效减小摩擦力的影响.

奥氏体不锈钢包壳管；环向拉伸；夹具；标距段宽度；润滑条件

奥氏体不锈钢具有良好的力学性能、辐照稳定性和抗腐蚀性，被选为铅基反应堆包壳管的候选材料［1-6］.反应堆运行时，燃料芯块由于裂变反应产生肿胀，造成芯块-包壳间机械作用；同时，包壳内部裂变反应产生的裂变气体不断累积，导致包壳受到的内压不断增加.这2种情况均导致包壳管的环向变形，特别是在事故工况下，堆芯温度升高导致包壳力学性能下降［7-9］，可能会造成包壳破损.因此，需要重点研究奥氏体不锈钢包壳管的环向力学性能.

目前，包壳管环向拉伸试验及方法主要针对锆合金包壳管，奥氏体不锈钢包壳管的环向拉伸试验研究尚未见报道.通过对锆合金包壳管环向拉伸的调研发现，不同的拉伸夹具、标距段宽度以及摩擦润滑方式等试验条件对试验结果产生显著影响［10-14］.奥氏体不锈钢包壳管的服役温度为500℃左右，比锆合金包壳管的服役温度高［6］.另外，奥氏体不锈钢包壳管壁比较薄，锆合金包壳管环向拉伸的试验方法不一定适用于奥氏体不锈钢环向拉伸试验，因此需要开展相关研究.

本文针对Φ12 mm×0.4 mm的15-15Ti奥氏体不锈钢无缝包壳管的高温环向拉伸试验，研究不同夹具、标距段宽度和润滑条件等试验参数对奥氏体不锈钢包壳管的高温环向拉伸性能的影响，根据试验结果确定最优的试验方法.

1 环向拉伸的影响因素

1.1 夹具的形式

锆合金包壳管的环向拉伸试验表明，不同的环向拉伸夹具对试验结果有很大影响.国内外一些学者采用半圆形夹具进行环向拉伸试验，试样有2种放置方式，试样标距段放置在夹具两侧（图1（a））或夹具上下圆弧面（图1（b））.Arsene等［15］在锆合金环向拉伸试验中采用三嵌块环向拉伸夹具，如图1（c）所示，中间哑铃状横杆起支撑作用，上下两横杆用来传递拉伸力.

图1 包壳管环向拉伸夹具Fig.1 Hoop tensile mandrels of the cladding：（a）（b）two half-mandrels tooling；（c）three-piece tooling

采用图1（a）所示的半圆形夹具进行试验时，环状样品的标距段在拉伸过程中会产生展平效应，由弧状变为直线状，使得拉伸曲线的弹性阶段与塑性阶段重叠，无法有效区分［14］，且试样标距段易产生应变不均匀、应力集中等问题［15］.采用图1（b）所示的半圆形夹具进行试验时，试样标距段一直处于夹具圆弧支撑面，可有效避免标距段向内展平，但试样整个标距段都与夹具直接接触，会产生较大的摩擦力，使得拉伸载荷过大［16-17］.采用图1（c）所示的三嵌块夹具进行试验时，中间哑铃状横杆的弧形表面可以支撑标距段，使得样品标距段的原始曲率变化较小，不会向内部发生展平，且在夹具侧面的标距段产生的摩擦力较小.因此，本文采用三嵌块夹具进行奥氏体包壳管环向拉伸试验.

1.2 试样标距段不同宽度对试验结果的影响

由于环向拉伸试样的尺寸很小，目前尚未有统一的试样尺寸标准，通用的环形试样形状如图2所示，在试样的两边各设置一段标距段，标距段的宽度为D，长度为G，标距段的两边设置圆弧R作为过渡，试样宽度为W.过渡段圆弧R与标距段宽度D的比值会影响环向拉伸试验结果，现设计3种不同方案的环形试样的尺寸，如表1所示，固定过渡段圆弧R，标距段宽D分别为1.5、2.0和2.5 mm.

图2 试样形状示意图Fig.2 The shape of specimen

表1 不同环形试样尺寸对比Table.1 The comparison between different ring specimens

采用三嵌块夹具分别在300和600℃下进行奥氏体不锈钢包壳管环向拉伸试验，标距段的应力通过载荷与2个标距段截面积之和的比值获得，处理后的位移-应力曲线如图3所示（环向拉伸曲线处理方法在本文第2小节中详细叙述）.从图3可以看出，3种方案在同一温度下获得的强度相差不大，但是延伸率有较大差异，方案二中曲线获得的延伸率较高.当圆弧R固定时，R/D越小，即标距段宽度D越大，标距段内的应力集中越明显，造成试样提前断裂，延伸率减小，塑性降低；R/D越大，即标距段宽度D越小，标距段的表面积与体积比增大，标距段表面上的晶粒数与标距段内部的晶粒数的比值也随之增大，而表面层上的晶粒受到的约束要比内部晶粒受到的约束相对较少，造成试样延伸率降低［18-20］.综上所述，优选方案二进行奥氏体不锈钢包壳管环向拉伸试验.

图3 不同尺寸环形试样的位移-应力曲线Fig.3 Displacement-stress curves for different ring speci-mens at 300℃（a）and 600℃（b）

1.3 润滑条件对试验结果的影响

通过锆合金包壳管环向拉伸试验可知，试样和夹具之间的摩擦会增加拉伸载荷，影响试验结果［16，21］，一般采用润滑脂和石墨等润滑剂来减小摩擦.为了研究润滑条件对奥氏体不锈钢包壳管环向拉伸性能的影响，本文采用石墨和氮化硼润滑脂润滑（亚微粒氮化硼固体润滑剂稠化高苯基硅油，并加有活性钼、抗氧化、抗腐蚀等添加剂精制而成的白色高温润滑脂）以及无润滑3种条件，分别在300和600℃进行奥氏体不锈钢包壳管环向拉伸试验.图4（a）为300℃时不同润滑条件下试样的环向拉伸曲线，可以看出：没有添加润滑剂的试样的抗拉强度明显高于添加润滑剂的试样的抗拉强度，且添加石墨的试样和添加润滑脂的试样的抗拉强度几乎相等；但是采用石墨润滑的试样的延伸率最大，润滑脂次之，没有添加润滑剂试样的延伸率最小.图4（b）为600℃时不同润滑条件的环向拉伸曲线，可以看出，采用石墨润滑试样的抗拉强度明显低于采用其他2种润滑条件的试样，而且后2种试样的环向拉伸曲线中出现明显抖动.

图4 不同摩擦条件下位移-应力曲线Fig.4 Displacement-load curves of different friction condi-tions at 300℃（a）and 600℃（b）

环向拉伸试验与棒状、板状样品的拉伸试验不同，在环向拉伸试验中，环形试样与夹具之间有较大的接触面，从而产生很大的摩擦，减少了材料的流动范围，使材料过多地集中在局部发生变形，导致环向试样上的应力分布不均匀.当局部变形超过材料的变形能力时，材料发生断裂，即造成试样的强度增加，延伸率下降，塑性降低.从上述现象可以看出，在没有添加润滑的试验中，试样与夹具接触面的摩擦比较大，试验获得的载荷数据中包含了摩擦力，这与文献［16］中所述内容一致.300℃时，石墨和润滑脂的润滑效果基本上相同，都能有效地减小摩擦力，因此两者的抗拉强度基本一致.600℃时，由于润滑脂中高苯基硅油不能承受高温而发生碳化，无法有效降低摩擦力，因此抗拉强度升高；采用石墨润滑的试样没有受到影响，所以抗拉强度低.采用润滑脂润滑的试样和没有添加润滑的试样的环向拉伸曲线出现上下抖动，这是因为在高温拉伸过程中试样和夹具之间粘着和滑动交替发生的跃动过程；而在300℃时，试样与夹具之间的粘着力较小，没有出现拉伸曲线抖动.添加石墨润滑的试样的曲线没有出现抖动，是因为石墨基本上消除了摩擦力.由此可见，润滑条件对包壳管环向拉伸试验的影响非常大，为了更好地减小摩擦的影响，奥氏体不锈钢包壳管高温环向拉伸时应选择石墨润滑剂.

2 环向拉伸曲线的分析与处理

奥氏体包壳管环向拉伸曲线如图5所示.拉伸曲线可以分为3个阶段，第1阶段为夹具与试样贴合阶段（如图5中AB段曲线），在试验开始后，夹具中间哑铃状横杆与试样标距段的间隙逐渐减小，直至试样与夹具接触面完全贴合［15］.在此过程中，拉伸载荷增加的趋势越来越大，因此第1阶段曲线的斜率逐渐增加.第2阶段为弹性变形阶段（如图5中BC段曲线），在拉伸过程中，试样贴合在三嵌块夹具表面，不会发生展平，所以呈现出明显的弹性变形阶段［15］.需要注意的是，由于这一阶段也包含少量夹具的弹性变形，因此不同拉伸曲线BC段的斜率略有不同［12］.采用三嵌块夹具进行试验时的拉伸曲线的第2阶段不同于采用半圆形夹具进行试验时的拉伸曲线.半圆形夹具的拉伸曲线也可以类似地分为3个阶段，但是在第2阶段会出现塑性变形并扩展到标距段，因此，半圆形夹具的拉伸曲线中弹性阶段较短［15］.第3阶段为试样的塑性变形阶段（如图5中CD段曲线），试样达到弹性极限时，开始发生屈服，直至试样断裂.

由于每次试验时试样装配有一定的差异，第1阶段对应的载荷增加过程也会有所差别.为了更好地对比多组试验数据，需要对第1阶段的曲线进行处理.采用origin绘图软件，拟合出第2阶段直线BC的方程，计算出直线BC与x轴的交点E，以曲线EBCD代替原始曲线ABCD.

图5 奥氏体包壳管环向拉伸曲线Fig.5 Ring tensile test curves of austenitic cladding

3 结论

1）夹具形式会对包壳管环向拉伸试验造成比较大的影响，三嵌块夹具可以有效地避免试验标距段展平效应.

2）标距段宽度对环向拉伸试验强度影响较小，但对延伸率有较大影响.标距段太宽会造成应力集中，标距段太窄会产生尺寸效应，都会造成试样延伸率下降.

3）在高温下，摩擦会影响包壳管环向拉伸试验，增大拉伸载荷，可以使用石墨润滑剂降低摩擦的影响.

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（编辑程利冬）

Effect of testing parameters on hoop tensile test of stainless steel tubes

LI Ping1，2，XU Jian2，3，4，CHEN Jianwei3，4，WU Qingsheng3，4
（1.School of Materials Science and Engineering，Hefei University of Technology，Hefei 230031，China；2.Institute of Industry and Equipment Technology，Hefei University of Technology，Hefei 230031，China；3.Institute of Nuclear Energy Safety Technology，Chinese Academy of Sciences，Hefei 230031，China；4.Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety（Chinese Academy of Sciences），Hefei 230031，China）

Cladding tubes are vitally important safety barrier in the reactors，which contain fission gas in service environment and bear the mechanical interaction between pellet and cladding.Research on tensile properties of cladding tubes is important for the design and safety analysis of fuel assembly in nuclear reactors.Due to good high temperature mechanical properties，austenitic stainless steel is an important candidate material for cladding tube in fast reactors.The hoop tensile tests at high temperature of austenitic stainless steel cladding are performed to study the effect of different mandrels，gauge section width and lubricating conditions on the hoop tensile properties.The results show that three-piece tooling can be used to avoid the occurrence of bending moment in the gauge sections，and reduce friction between mandrels and specimens.The influence of gauge section width on tensile strength can be ignored.But the effect of the gauge section width on elongation is obvious.The friction between mandrels and sample will increase tensile load and decrease elongation，and it can be reduced by the graphite effectively.

austenitic stainless steel cladding；hoop tensile；mandrels；gauge section width；lubricating conditions

TG142.1

1005-0299（2017）02-0054-05

2016-05-16.< class="emphasis_bold">网络出版时间：

时间：2017-01-18.

中国科学院战略性先导专项＂未来先进核裂变能-ADS嬗变系统＂项目（XDA03040000）；国家自然科学基金资助项目（51501184）.

李萍（1973—），女，教授，博士生导师.

吴庆生，E-mail：qingsheng.wu＠fds.org.cn.

10.11951/j.issn.1005-0299.20160145