316L奥氏体不锈钢高温单拉和蠕变行为的实验和晶体塑性模拟研究

316L奥氏体不锈钢(ASS)因其优异的抗蠕变性和耐腐蚀性被广泛应用于核反应堆中的包壳材料.但由于核反应堆长期处于高温环境,其包壳材料会不断累积蠕变损伤并最终导致性能退化,进而影响设备的安全运行.因此,为保障核反应堆的安全服役,针对其包壳材料高温蠕变行为的研究具有重要意义.基于此,我们开展了316L ASS在高温下的单轴拉伸变形和蠕变行为的研究.结果表明,316L ASS的力学响应具有明显的温度依赖性,且在特定的温度范围(723 K-923 K)和应变率(1.3×10−3 s−1)条件下,显示出明显的动态应变时效效应;此外,316L ASS在高温条件下的主要蠕变机制为位错攀移机制,它一方面会影响位错密度的演化,另一方面会影响位错越过障碍物的激活频率.基于316L ASS在高温下的微结构演化机理,我们建立了基于位错机制的晶体塑性本构模型.在该模型中额外考虑了位错攀移机制对刃型位错湮灭、位错偶极子形成和刃型位错越过障碍物的贡献.最终结果表明,该模型能有效地模拟和预测316L ASS在高温条件下的单轴拉伸和蠕变响应,而该研究成果也为316L ASS的蠕变性能评估提供了重要的理论依据.

CrMnFeCoNi高熵合金拉伸断裂的晶体塑性有限元模拟

CrMnFeCoNi高熵合金的优异力学性能使其具有广阔的工程应用前景。材料力学行为的本构描述对其工程服役行为的安全评估至关重要,但是描述CrMnFeCoNi高熵合金拉伸断裂行为的本构模型少见报道。基于晶体塑性本构模型,利用Cohesive单元在多晶代表性体积单元内部植入含损伤破坏机制的晶界,模拟了CrMnFeCoNi高熵合金在单轴拉伸下的晶间断裂过程。模拟结果与试验所得的应力-应变曲线吻合较好,且能准确描述断裂发生时的应力下降过程,说明采用晶体塑性本构模型与Cohesive本构模型可以有效描述材料的宏观响应行为和断裂失效行为。进一步分析表明:裂纹从应力集中处开始萌生;随着应变的持续增加,裂纹沿着晶界扩展,最终造成断裂;晶粒随机取向对裂纹萌生位置与扩展路径有显著影响,但对宏观拉伸应力-应变曲线几乎没有影响。