谈熙明,李 智,高付海,王鲁波,莫亚飞

(中国原子能科学研究院 核工程设计研究所,北京 102413)

0 引言

钠冷快堆、铅铋快堆属于第四代核电技术,相较于第三代堆,具有更高的安全性、经济性以及良好的核燃料可持续发展能力[1-4]。四代堆系统设备长期服役于高温环境下,蠕变效应明显,材料的力学性能必须考虑时间效应的影响。最小蠕变断裂应力Sr、与温度和时间相关的蠕变强度St作为系统设备高温结构完整性评价的重要参量,在反应堆整个寿期内必须能够准确表征。St值通常与Sr关联,所以理清Sr的确定过程是首要问题。

对于第四代反应堆而言,通常要求设计寿命为40年。通过在全部温度范围内进行长达几十年的高温持久强度试验,进而确定结构材料性能Sr的方法并不现实,工程上常用时间-温度参数法(Time-Temperature Parameter,简称TTP方法),其包括Larson-Miller参数法[5]、Manson-Haferd参数法[6]、MRM方法[7]和OSD参数法[8]等。Monkman-Grant公式[9]表明材料的持久强度和蠕变第二阶段应变率存在重要关系。MARUYAMA等[10]采用蠕变激活能分区的OSD参数法对316不锈钢进行了持久强度寿命外推。ERUGA等[11]建立了带抑制条件的RMB参数法,统一了常见的时间-温度参数法。

在高温结构寿命外推方面,我国学者进行了探索性的工作,孔庆平等[12]指出采用提高温度法缩短蠕变实验时间的可能性,并且讨论了这种外推方法所适用的温度范围和误差;胡靖东等[13]提出考虑辐照等环境影响的寿命外推方法;张效成等[14]提出基于机器学习的蠕变断裂寿命预测方法等。时间-温度参数法综合考虑高温设备的服役应力、服役温度和蠕变持久断裂时间之间的关系,通过短时持久寿命数据预测实际服役寿命。……