低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型

反应堆压力容器（RPV）材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上,发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结果表明,CIAE-2009对低铜含量RPV材料辐照脆化趋势预测具有较高的准确性和可靠性。     

反应堆压力容器材料辐照脆化机理研究进展

反应堆压力容器（RPV）材料辐照脆化机理的研究是提高材料辐照脆化抗力、解释辐照脆化效应、建立辐照脆化预测模型的理论基础。开展RPV材料辐照脆化机理的研究不仅有助于认识辐照脆化现象的本质,建立科学的辐照脆化预测模型,改进RPV材料的成分设计和制造工艺,也有助于提高材料的辐照脆化抗力,对于改进RPV材料的性能具有重要意义。本文从RPV材料的发展和微观结构观测手段的进步两方面论述了RPV材料辐照脆化机理研究的两个发展阶段及其主要成果,并对今后的研究手段及研究方向进行了讨论。     

自主反应堆压力容器辐照损伤预测模型构建分析

反应堆压力容器（RPV）辐照脆化问题是制约RPV安全服役的关键,构建辐照损伤预测模型是预测辐照脆化损伤的有效方法。本文通过研究辐照损伤参数化预测模型、结构化预测模型和人工神经网络预测模型等典型辐照损伤模型的构建机理和构建方法,对比了不同预测模型的优缺点。结果表明：基于辐照机理的预测模型构建技术较能反映辐照脆化的物理作用机理,基于此提出了RPV自主预测模型的构建技术路线。     

反应堆压力容器辐照脆化状态评估

基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据,采用统计分析的方法,选出适合于某核电厂反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化评估公式。以该核电厂已经完成的辐照监督管测试数据为输入,对RPV当前的辐照脆化状态进行了评估,并推算、分析了RPV在寿期末的结构完整性;基于辐照脆化计算结果,绘制了各运行阶段RPV的压力-温度限值曲线（P-T曲线）,并给出运行建议。      

国产反应堆压力容器的辐照脆化行为及预测

反应堆压力容器（RPV）是保障核电站运行安全性、经济性的核心构件。对RPV的完整性评估而言辐照脆化是必须面对的问题。我国已开发了第三代设计寿命为60 a的核电站。当达到寿期末时,辐照脆化的行为是未知的,这给国产RPV的辐照脆化预测带来了困难。为研究高注量下的辐照脆化行为,对A508-3钢的材料力学性能试样进行辐照考验,辐照温度为(288±8) ℃,中子注量水平达到反应堆压力容器60 a寿期末的辐照水平1×10²⁰ cm^-2;开展拉伸、冲击和断裂韧性试验,分析辐照脆化行为,在EONY模型基础上,提出针对国产RPV钢的改进的辐照脆化模型。模型的有效性被试验数据证实,其可准确预测国内A508-3材料的辐照脆化趋势。     

压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督

反应堆压力容器是压水堆核电厂的核心关键设备,受快中子(E1MeV)辐照造成的辐照脆化是其运行失效的重要因素,因此需要对压力容器进行辐照评价与监督,以保证其寿期内的安全运行。     

利用神经网络方法研究合金元素对反应堆压力容器钢辐照脆化的影响

反应堆压力容器（RPV）作为压水堆中不可更换的关键部件之一,其安全和稳定是决定反应堆安全经济运行的重要因素。RPV钢的辐照脆化问题是制约RPV在堆内安全服役的关键。RPV钢的辐照脆化与其合金成分关系密切。本文利用神经网络方法研究了RPV钢中关键合金成分（Cu、Mn、Ni、Si、P）与辐照脆化之间的关系。研究结果表明,基于神经网络方法得到合金成分与辐照脆化的关系与传统认知基本一致,辐照脆化对Cu含量最敏感,Cu-Ni对辐照脆化存在协同作用,低Cu合金中Mn-Ni、Ni-Si对脆化存在协同作用。     

反应堆压力容器辐照监督

介绍了秦山第二核电厂600 MW压水堆机组的辐照监督计划,对监督、试验、评价方法以及超前因子偏大的原因进行了分析讨论.根据辐照监督数据评价了秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应.     

反应堆压力容器辐照监督无损评估技术研究

反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化问题是核安全的重中之重,影响到核电厂的安全性、经济性与公众信心。介绍了传统RPV辐照监督方案,讨论了现行技术的局限性,梳理了RPV辐照监督无损评估技术国外研究进展与存在问题,在实验与理论研究的基础上创新性地提出了中子辐照条件下RPV钢力学性能预测统一模型,并形成了基于电磁性能的RPV辐照监督无损评估技术,进一步完善后具有较好的工程应用前景。同时指出了开展RPV钢电磁性能实验研究,既有助于从一个全新的角度理解与再认识国产RPV钢长寿期服役时的辐照脆化行为,又有利于揭示RPV钢辐照脆化机理,丰富辐照脆化的基础理论。      

Effects of Alloy Elements on Irradiation Embrittlement of Reactor Pressure Vessel Steel: Insights from Neural Network Modelling

As one of the key components that can not be replaced in PWR, the safety and stability of reactor pressure vessel (RPV) steel determine the safety and economy of the reactor. The irradiation embrittlement of RPV steel is the limiting factors for the operation of PWR. The irradiation embrittlement of RPV steel is closely related to its alloy composition. Based on the machine learning method, the relationship between key alloy components (Cu/Mn/Ni/Si/P) and irradiation embrittlement of RPV steel was constructed. The results show that the relationship between the alloy composition and irradiation embrittlement is basically consistent with the traditional cognition. The irradiation embrittlement is sensitive to Cu content, and Cu-Ni has synergistic effect on irradiation embrittlement. In low Cu alloys, Mn-Ni and Ni-Si have synergistic effects on embrittlement.     

压力容器用钢辐照脆化评估方法比较

虽然经过了30多年的努力,在脆性转变温度区域预测压力容器用钢的断裂韧性仍然存在较大的不确定性.通过比较现有的评价材料断裂韧性的方法,对近些年发展起来的特征曲线法的理论基础提出质疑,指出传统的参照脆性转变温度的断裂韧性曲线法是建立在较坚实的物理基础之上,虽然常被认为过于保守,却是可靠的.通过对单相组织和多相组织断裂韧性试验结果的分析,强调在理论和实践上解决解理断裂韧性不确定性的出路在于对解理断裂物理过程的认识和评价方法的改进.     

反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究

对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430 h（服役温度归一化到300 ℃）。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。     

Physics Based Model on Light Water Reactor Vessel Irradiation Embrittlement Prediction

<正>Light water reactor vessel would undergo performance degradation within longtime normal operation,which generally referring to embrittlement,the main cause world-widely believed as neutron enhanced or induced evolution of microstructure features,such as copper rich precipitation(CRP)or clusters,matrix damages(MD),as well as solute atom(mainly P)segregation on     

基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析

反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素.本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施.     

PWR核压力容器钢辐照效应综述

综合了国内外反应堆压力容器（RPV）钢的实验结果,归纳、分析了RPV钢的辐照参数、冶金因素对辐照效应的影响及其实践应用,对出现的现象和规律作了理论解释,并对辐照脆化机制和公认的规律作了介绍和总结。