国产压力容器材料辐照性能研究

压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件,是核电站安全与寿命的决定因素之一。在长期服役过程中,引起压力容器性能下降的最主要因素是长时间大剂量高能量中子的辐照。辐照将引起压力容器材料韧性降低、脆性升高,从而增加压力容器脆性断裂的潜在危险。因此,压力容器材料抗辐照脆化能力一直是该领域国内外关注的焦点之一。文章针对国产压力容器材料,开展了一定剂量水平（约3×10 19 n/cm 2,E≥1 MeV）的研究堆加速辐照考验,进行了辐照后材料力学性能测试分析,包括冲击性能,动态断裂韧性,以及疲劳性能。同时,将辐照后性能测试结果与辐照前进行对比,分析评价了国产压力容器材料的抗辐照性能。     

国产A508-3钢在AP1000工况下的辐照脆化性能预测与分析

利用RCC-M、FIS、FIM和RG1.99(2)模型,分别计算了300MW、600MW和1000MW三种国产A508-3钢的在AP1000工况下的辐照脆化性能;利用FIS模型的计算结果和NRC-RG1.99(2)模型提供的方法计算了调整参考温度。结果显示,600MW核压力容器材料的计算结果超出AP1000的标准要求,不适合用做AP1000的核压力容器,300MW和1000MW核压力容器材料的计算结果满足AP1000核压力容器的辐照脆化性能要求,适合用作AP1000的核压力容器。最后,提出了适当降低C、Ni等合金元素的含量、严格控制N/Al之比等方法以提高材料的抗辐照脆化性能、以实现AP1000核压力容器国产化的建议。     

核反应堆压力容器的辐照脆化与延寿评估

核反应堆中辐照导致压力容器钢脆化使韧脆转变温度(DBTT)升高,从而危及压力容器安全运行,最终导致反应堆寿命终止.本文简要介绍了压力容器钢辐照脆化机制、在役反应堆的安全性监测、模拟预测DBTT的升高和反应堆延寿评估.     

压力容器用Cr-Mo钢的回火脆性

本文就硅、锰、磷和奥氏体温度对2(1/2)Cr-1Mo 钢回火脆性的影响作了研究。众所周知,这种钢在压力容器用 Cr-Mo 钢中有较高的脆化敏感性.根据这一研究,可以看到以下趋向:(1)减少硅、锰或磷的含量,脆化敏感性就降低;但是减少硅或锰的含量,强度也降低.(2)虽然增加奥氏体化温度助长了脆化敏感性,但是这种方法增加了强度。可以得出结论:在低的硅、锰和磷含量的条件下,尽量降低磷含量或从较高的奥氏体化温度淬火,可以得到强度高而回火脆性敏感性低的 Cr-Mo 钢。     

小冲杆测试辐照对反应堆压力容器钢力学性能的影响

利用小冲杆(SP)对辐照前后压力容器钢(A508-3钢)在-150—20℃的温度范围内进行了力学性能测试,拟合出拉伸和冲击的SP数据标准化经验公式,并对SP测试后的断口进行了SEM分析.研究结果表明,SP测试获得的断裂能可较好地表征材料韧-脆转变特性;SP测试与标准冲击测试获得的辐照前后韧-脆转变温度(DBTT)变化趋势一致,SP测试获得的拉伸性能呈明显的硬化和脆化趋势,能够较好地表征A508-3钢的辐照硬化和脆化.     

国产低合金钢腐蚀疲劳和辐照脆化行为研究

对广泛用于压水堆核电厂压力容器材料的国产508－3低合金钢进行了模拟压水堆一回路介质条件下的腐蚀疲劳试验及辐照条件下材料及其焊接接头的冲击性能试验,研究了高温高压水和辐照的反应堆环境对材料特殊力学性能的影响,试验结果表明,高温水环境对国产508－3钢的低周疲劳性能有影响,但不明显,中子辐照引起508－3钢脆性加剧,但分析表明,材料的调整转变温度未超过设计规定的要求。     

用柔度变化率法计算核电站压力容器钢动态断裂韧性

核压力容器是压水堆核电站的关键设备,其所用钢材经受严重的中子辐照作用后会引起脆化,因此核压力容器用钢的韧性和脆性断裂抗力是反应堆安全运行的重要考核依据。因为核压力容器钢的K_(IC)比K_(Id)和K_(Ia)都大,考虑到压力容器受到动载荷和材料性能恶化等因素而萌生裂纹,所以设计上采用K_(IC)、K_(Id)和K_(Ia)中的最低点作为设计韧性指标,即用ASME附录G中的参考断裂韧性K_(IR)与T—RT_(NDT)曲线作为防止脆断依据,此曲线是A533.B1、A508.2和A508.3三种钢的K_(IC)、K_(Id)和K_(Ia)与温度关系的下包络线。由此可知,核压力容器钢的动态断裂韧性是反应堆安全设计和寿命评定、事故分析的关键数据之一。     

基于MBN的便携式RPV钢辐照脆化检测系统设计

反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)长期工作在强中子辐照环境下,材料会受到辐照损伤,从而影响其使用寿命。针对这一问题,基于磁巴克豪森噪声(Magnetic Barkhausen Noise,MBN)效应原理,建立巴克豪森传感器的三维仿真模型,仿真结果验证了传感器结构的有效性,确定了传感器的最优参数。同时以TMS320F28335开发板为核心研制了一套针对小尺寸RPV钢辐照脆化的便携式检测系统,验证了该系统的重复性与稳定性。     

反应堆压力容器钢浅谈

核电飞速发展的今天,核电站的安全运行,尤其是核岛设备的安全可靠性更是重中之重。作为反应堆的重要安全屏障——压力容器,其材料选择更为审慎。文章从压力容器工作原理出发,介绍RPV钢的发展历史、性能要求、中子辐照损失原因及评估方法,指出我国RPV钢研发使用的新趋势。     

中子辐照诱导压力容器钢中磷的偏析

中子辐照引起的核反应堆压力容器钢中磷的晶间偏析是导致核反应堆压力容器脆性断裂的主要因素之一．本文提出了预测核反应堆压力容器钢中杂质元素(主要是磷)晶间非平衡偏析的溶质拖拽模型，并且与速率理论模型进行了对比．该模型的预测结果与最近发表的压力容器钢(包括C—Mn和MnMoNi钢)的一些实验数据一致．     

基于数字信号处理的核反应堆压力容器钢辐照脆化的巴克豪森噪声检测仪

为了开发用于检测核反应堆压力容器(RPV)钢辐照脆化的便携式巴克豪森噪声无损检测仪,设计了MBN信号传感模块和信号调理模块,结合高性能的数字信号处理器,实现了产生激励信号、采集巴克豪森信号、处理与存储数据及实时显示信号的功能。为了验证该仪器的有效性及可靠性,制备了RPV钢试样,并对其辐照脆化倾向程度进行了检测。试验结果表明,基于DSP处理器的RPV钢辐照脆化检测仪具有较高的检测精度和较快的数据处理能力,为巴克豪森无损检测奠定了良好基础。     

国产RPV钢铁离子辐照脆化行为的正电子湮灭研究

选取服役于我国高温气冷示范电站的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢A508-3和纯Fe,采用3 Me V铁离子进行高温(250℃)与室温(约25℃)辐照,辐照损伤分别达0.1、0.5和1.0 dpa,对样品分别进行正电子湮灭和纳米压痕硬度研究。结果表明,辐照会使材料内部产生缺陷,这种缺陷以空位型缺陷和溶质原子团簇缺陷为主。且高温辐照产生的缺陷密度低于室温辐照,其中高温的退火效应使材料内部缺陷发生一定程度的回复。辐照后RPV钢和纯Fe都产生了一定程度的硬化,硬化程度随辐照损伤的增加而增高。对于RPV钢,高温辐照比室温辐照使材料内部产生更少的空位型缺陷和更多的溶质原子团簇型缺陷,因而RPV钢的辐照硬化可能主要是由溶质原子团簇型缺陷引起的。     

A508-3钢质子辐照条件下微结构演变研究

在室温下利用190 keV质子对A508-3钢进行辐照,辐照剂量分别为0.108,0.216和0.271 dpa.对辐照前后样品的微结构进行了TEM观察.结果表明,辐照没有产生可观察到的微空洞,辐照缺陷主要是位错环,且大部分为Burgers矢量为〈100〉型的间隙型位错环;位错环大部分均匀分布在基体内,还可见位错环分布在位错线附近的情况;随辐照剂量的增加,位错环尺寸分布范围变宽,平均直径增大,当辐照剂量从0.108 dpa增至0.271 dpa时,位错环的平均直径由约1.8 nm增至约4.6 nm;位错环的数量密度在10²²m^-3数量级并随辐照剂量增加略有增加.对位错环的形成机制及辐照剂量对辐照硬化和脆化程度的影响进行了分析.在实验范围内,由位错环引起的硬化和脆化程度随辐照剂量增加而增大,未出现饱和现象.     

铅铋堆用T91钢耐腐蚀性能及脆化现象研究进展

铅基反应堆结构的完整性和可靠性是反应堆服役期间安全运行的基础.结构材料的服役环境非常苟刻,会受到快中子辐照、高温液态金属的腐烛与冲刷及应力等的综合作用,因此对材料的性能要求非常高.T91钢具有良好的导热性能、低的膨胀系数和良好的抗辐照性能,一直被认为是发展核电技术的首选结构材料.综合叙述了T91钢在铅铋合金液相容性研究现状,总结了耐腐蚀性能和腐蚀后脆化性能的研究进展,给出未来堆用T91钢的发展趋势.     

钨中溶质原子铬与空位的相互作用的第一性原理计算研究

钨铬(W-Cr)合金具有优异的物理性能,被认为是面向等离子体材料(PFM)中最有潜力的候选材料。而合金元素对辐照损伤演化过程的影响规律是钨合金优化设计的关键,深入研究溶质原子与辐照缺陷(如：空位)的相互作用有助于理解辐照损伤演化的微观物理机制。本文基于第一性原理方法,对W-Cr合金的溶质原子Cr占位、Cr与空位的相互作用及Cr含量对其影响规律进行了计算研究。发现相比于间隙位置,原子Cr更易占据置换位置,W中溶质Cr有偏聚的趋势;在辐照环境下,空位和自间隙原子均易与溶质原子Cr相结合,易加速W中富Cr相的析出;随Cr含量的增加,体系的形成能线性增加,因而结构越发不稳定。研究还发现超胞中单原子Cr的第二近邻空位的形成能最低,且低于W的本征空位形成能,因而溶质Cr与空位之间存在微弱的吸引;对于同一Cr含量,不同构型的空位形成能及空位和Cr的结合能均不同,且Cr含量越高,数值越分散;随着Cr含量的增加,平均空位形成能及空位与Cr的平均结合能均略有下降,因而溶质原子Cr附近空位更易形成,空位浓度更高,同样也表明溶质Cr与空位有微弱的吸引。这些结论将有助于深入理解W中溶质元素存在条件下辐照缺陷演化过程的微观物理机制。     

Ni对RPV模拟钢中富Cu原子团簇析出的影响

用原子探针层析技术和时效模拟方法,研究了不同Ni含量并且提高了Cu含量的反应堆压力容器（RPV）用模拟钢中富Cu、富Ni和富Mn原子团簇的形成。结果表明,提高钢中的Ni含量会促使富Cu原子团簇的析出,富Cu原子团簇中含有Ni和Mn。实验检测到富Ni的原子团簇,团簇中含有Cu和Mn,富Ni原子团簇可以作为富Cu原子团簇析出时的形核区。实验还检测到富Mn原子团簇,当Mn原子团簇中含有较高的Ni时,它也可以成为富Cu原子团簇析出时成核的地方。由于钢中的合金元素Ni在形成富Ni原子团簇后会成为富Cu原子团簇析出时成核区,因而提高Ni的含量将促进富Cu原子团簇的析出,这是合金元素Ni会增加压力容器钢中子辐照脆化敏感性的本质原因。     

应用退火工艺延长核反应堆压力容器的使用寿命

<正> 苏联在八十年代初发现了VVER-440S压力容器的脆化问题,经研究证明:脆化问题是压力容器纲中Cu和P含量偏高造成的,最易损伤部位是处于堆芯中子通量最大的区域——压力容器的周向焊缝区。由于受辐照脆裂的影响,严重威胁着核电厂的安全运行,因此,必须保证反应堆压力容器不因脆化方式而失效。     

溶质偏析对连铸坯凝固前沿裂纹敏感性影响的研究

以Ueshima的正六边形横断面枝晶模型为原型,采用有限差分方法建立了钢凝固过程伴随δ/γ相变的两相区溶质微观偏析模型,浅析了冷却速率10 ℃/s非平衡凝固条件下,钢的脆性温度区内各溶质元素的偏析特点,并定量给出不同P、S含量下,脆性温度区临界断裂应变和临界断裂应力随C含量的变化规律.结果表明,C、P、S偏析对连铸坯凝固前沿裂纹敏感性影响显著,钢液P、S初始含量的增加显著降低脆性温度区临界断裂应变,小幅提高钢在fs=1.0处的临界断裂应力,而且引起脆性温度区内固相分率和相组成的显著变化,抗拉强度下降.     

含磷Cr-Mn-Si和Ni-Cr钢回火脆性的研究——磷在晶界偏聚及添加La的作用

用Auger电子能谱(AES)研究了含磷450ppm的35CrMnSi和35CrNi3钢回火脆性与杂质元素磷及合金元素Ni,Cr,Mn晶界偏聚的关系。含磷钢的回火脆性主要是由磷在原奥氏体晶界偏聚所致。经1200℃油淬、625℃回火1h水冷的所谓“韧态”,磷已在晶界大量偏聚,钢已明显脆化;经阶梯冷却脆化处理后,晶界磷浓度成倍增加。在阶梯冷却脆化期间,Ni-Cr钢中磷的晶界偏聚速率比Cr-Mn-Si钢大。试验钢的FATT与晶界含磷量成正比;Ni-Cr钢中晶界Ni与磷呈线性关系。试验钢中加入La能够减少相同状态下的晶界磷浓度,从而改善钢的回火脆性。     

TEMPER BRITTLENESS OF P-DOPED STEELS 35CrMnSi AND 35CrNi3——Grain Boundary Segregation of P and Effect of La Addition

用Auger电子能谱(AES)研究了含磷450ppm的35CrMnSi和35CrNi3钢回火脆性与杂质元素磷及合金元素Ni,Cr,Mn晶界偏聚的关系。含磷钢的回火脆性主要是由磷在原奥氏体晶界偏聚所致。经1200℃油淬、625℃回火1h水冷的所谓“韧态”,磷已在晶界大量偏聚,钢已明显脆化;经阶梯冷却脆化处理后,晶界磷浓度成倍增加。在阶梯冷却脆化期间,Ni-Cr钢中磷的晶界偏聚速率比Cr-Mn-Si钢大。试验钢的FATT与晶界含磷量成正比;Ni-Cr钢中晶界Ni与磷呈线性关系。试验钢中加入La能够减少相同状态下的晶界磷浓度,从而改善钢的回火脆性。