To characterize the effects of strain holding on the fatigue life of austenitic stainless steels in PWR environments, low cycle fatigue life tests were conducted for the type 316 stainless steel in $310 ^\circ C$ air and simulated PWR environments with triangular strain with R ratio = -1. To simulate the actual operating nuclear power plant transient, sub-peak strain holding during the down-hill of strain amplitude was chosen. For 0.4% strain amplitude, a sub-peak holding at 0.36% of strain was decided from the 1st hysteresis loop of fatigue cycles. There are 60 and 300 seconds strain holding condition. Sectioned area observation and TEM analysis were conducted. Overall, no distinct difference on low cycle fatigue life of 316 stainless steel in PWR environments.
원자력 발전소 내의 구조재료로 주로 사용되는 오스테나이트계 316 스테인리스강의
저주기 피로 거동에 대해 평가하기 위해 $310 ^\circ C$ 공기와 가동원전 환경에서의 실험을 진행하였다.
실제 가동원전에서의 과도 조건을 모사하기 위해 변형유지조건을 60초와 300초 유지 두 가지로
적용하였다. 피로 수명에 미치는 변형유지의 영향에 대해 평가하기 위해 피로 파.단면을
촬영하였고, 균열선단에서의 전위밀도를 측정하였다. 결과적으로 가동원전 환경에서의 316
스테인리스강의 피로수명에 대한 변형유지 효과는 큰 차이를 보이지 않았다.
