胡靖东 轩福贞 张效成 刘长军

华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室,上海,200237

0 引言

核电是人类获得低碳清洁能源的重要来源之一。以提供更安全、可持续和更经济的核能为目标，核电技术至今已发展成熟至第四代。在第四代核电反应堆中，液态金属快中子增殖反应堆(liquid metal fast breeder reactor, LMFBR)(下称“快堆”)技术较为成熟，是最有可能进行大规模商业化建造的四代反应堆之一。核电技术的革新带来核能利用率的提升，同时对结构材料提出了更高要求[1]，辐照影响就是其中的重要一项。针对不同辐照环境下结构材料的损伤和可承载能力变化的研究[2-3]是保证核设施安全的重要部分。奥氏体不锈钢材料以其优异的高温服役性能，以及相对低廉的制造成本，成为快堆内结构件及燃料包壳材料的首选[4]。在国外，针对冷拉硬化奥氏体不锈钢的辐照蠕变和肿胀性能的研究已较为成熟[5]。如何汲取国外经验，加快建立起符合我国材料特性的辐照性能设计参数数据库，是当前快堆设计面临的主要问题之一。

材料的堆内长期服役性能关乎反应堆长期运行的安全。以钠冷快堆为例，堆芯温度约在550℃[6]，在高温压力容器中，长时服役将导致蠕变损伤超过疲劳损伤，成为承压件失效的主因[7]。如何预测材料的长时高温蠕变性能一直是材料测试的难题。利用实验方法可最为准确地获取材料的长时蠕变性能，然而蠕变实验通常需要几年甚至几十年的时间成本，显然不能满足我国快堆设计的紧迫要求。……