奥氏体不锈钢广泛用于压水堆核电厂主管道、压力容器堆焊层和堆内构件等，其在高温高压水中长期服役时可能发生环境疲劳损伤。环境疲劳是核电关键设备设计、安审和寿命管理必须考虑的重要因素，建立国产核级奥氏体不锈钢高温高压水环境疲劳评价模型对我国核电自主化与“走出去“具有重要意义。 

　　课题组在国家科技重大专项、国家自然科学基金和核电企业委托项目等的支持下，通过高温高压水腐蚀疲劳试验获得和积累了大量国产核级奥氏体不锈钢（316LN、304L、308L）的环境疲劳强度数据，澄清了相关的腐蚀疲劳损伤机理。结果表明，316LN、304L和308L不锈钢的疲劳寿命相当，可以统一建立奥氏体不锈钢疲劳寿命模型。利用Langer方程拟合空气中的疲劳数据，获得了奥氏体不锈钢的疲劳平均曲线，在平均曲线的基础上寿命除以12或应变除以2，取下包络线获得了空气中的疲劳设计曲线。在高温高压水环境中，应变速率、温度和溶解氧浓度是影响核级奥氏体不锈钢环境疲劳寿命的主要因素，利用环境疲劳校正因子F_en（空气中疲劳寿命除以高温高压水中的疲劳寿命）方法，建立了F_en与应变速率、温度和溶解氧浓度之间的量化关系。结合奥氏体不锈钢在空气中的平均曲线和高温高压水中F_en的表达式，构建了核级奥氏体不锈钢环境疲劳影响模型（IMR模型）。IMR模型能很好地预测核级奥氏体不锈钢的环境疲劳寿命，也可用于开展核电关键设备环境疲劳损伤评价。相关研究结果已发表于Journal of Nuclear Materials，541, 2020, 152407。 

国产核级奥氏体不锈钢环境疲劳评价模型 — IMR模型