奥氏体不锈钢辐照脆化预测模型建立及验证OA北大核心CSTPCD
奥氏体不锈钢因具有较高的断裂韧性,是反应堆内重要的结构材料。在长期服役过程中,奥氏体不锈钢会遭受中子辐照引起微观结构变化,从而导致断裂韧性下降,影响其服役行为。在反应堆延寿时需考虑奥氏体不锈钢的辐照脆化行为,即断裂韧性降低行为。辐照后断裂韧性实验数据较少,而辐照后拉伸性能实验数据较多,根据断裂韧性与拉伸性能的关系,可以用辐照后拉伸性能数据实现对辐照后断裂韧性的行为预测。为预测奥氏体不锈钢辐照脆化性能,首先根据辐照硬化和辐照后微观结构信息关联模型,利用辐照后微观结构信息实现对辐照后拉伸屈服应力的预测;再根据辐照硬化和断裂韧性的关联模型,利用辐照前的均匀延伸率、屈服应力/流体应力和断裂韧性,结合拟合获得的辐照后流体应力、均匀延伸率,实现奥氏体不锈钢辐照后断裂韧性预测,即实现对奥氏体不锈钢辐照脆化的预测。通过以上步骤,可基于辐照后微观结构信息直接预测奥氏体不锈钢辐照后的断裂韧性。利用文献中获得的奥氏体不锈钢辐照后微观结构实验数据对辐照后断裂韧性进行预测,断裂韧性预测值与文献中报道的奥氏体不锈钢断裂韧性实验值基本吻合,验证了模型的有效性。研究表明,辐照后出现的位错环是引起奥氏体不锈钢辐照脆化的主要微观结构。未来可根据实验测得或模拟计算获得的辐照后微观结构信息,实现对奥氏体不锈钢辐照脆化的预测,为反应堆延寿提供理论指导。
贾丽霞;王东杰;贺新福;吴石;杨文;
中国原子能科学研究院,北京102413
核科学
堆内构件奥氏体不锈钢断裂韧性辐照脆化预测模型
《原子能科学技术》 2024 (008)
P.1635-1645 / 11
稳定基础支持项目(219306)。
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