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。     

某核电厂RPV辐照脆化性能预测与延续运行评估

我国自主设计建造的某核电厂已进入延续运行阶段，作为反应堆核心部分的压力容器辐照脆化性能评价采用了国外的辐照脆化预测模型，但该模型基于的辐照数据不能有效代表我国反应堆压力容器（RPV）材料的辐照脆化性能，尤其是针对延续运行阶段。本文基于国内外RPV辐照脆化预测模型及其开发机理，构建了适用于我国工程应用的自主低Cu RPV辐照脆化预测模型，该模型考虑了稳定基体缺陷和合金元素析出沉淀等辐照脆化关键因素，同时根据国产低Cu RPV材料的辐照脆化数据，开展了自主模型的标准偏差和裕量分析，结果表明模型预测置信度较高。最后依据自主模型评估该核电厂RPV的辐照脆化性能，证明其延续运行至60等效满功率年（EFPY）具有可行性。     

基于物理的轻水堆压力容器钢辐照脆化预测模型

正轻水反应堆(LWR)的压力容器(RPV)钢在长期正常服役条件下会发生材料性能降级(主要指发生材料脆化),其主要原因在于中子辐照促进或导致的一些微观结构变化,如富Cu沉淀或团簇(CRP)、基体损伤(MD)以及溶质原子(如P原子)在晶界偏析。基于物理机制构建RPV钢辐照脆化预测模型对于高剂量中子辐照下的预测可靠性大有裨益。本项研究从国内RPV钢辐照脆化数据(包括试验堆加速辐照实验数据)出发,在前人研究基础上,构建了含有CRP和MD贡献的物理型RPV     

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。      

Mn对bcc Fe基中Cu析出物引起的辐照硬化的影响研究

正富Cu析出物引起的辐照硬化是导致反应堆压力容器出现辐照脆化现象的主要因素之一。随着研究的进一步深入,实验方面采用三维原子探针发现Cu析出物中存在溶质原子Mn和Ni。Mn和Ni原子的出现可以提高Cu析出物的数量和形核率。至于Ni对Cu析出物对位错阻碍作用的影响至今仍存在争议,而Mn对Cu析出物和位错相互作用的影响,目前未见相关报道。所以,开展Mn原子对富Cu析出物引起的辐照硬化的影响研究显得非常有价值。因此,本文采用分子动力学方法对bcc Fe基2、3和4nm Cu和Cu-Mn析     

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。     

位错环上的Cr偏析对辐照硬化影响的原子尺度模拟研究

低温辐照脆化是影响低活化铁素体/马氏体（RAFM）钢服役的主要问题之一。RAFM钢低温辐照脆化的主要机理是辐照产生的纳米缺陷（如位错环、析出物等）阻碍位错运动。本文利用分子动力学方法研究了bcc-Fe内刃型位错线与1/2〈111〉间隙位错环的相互作用,并对比分析了Cr偏析在位错环上对其硬化的影响。研究结果表明：刃型位错线挣脱位错环所需临界剪切应力（CRSS）与位错环的伯格斯矢量有关;在本文所研究条件下,在一定温度范围内,Cr偏析在位错环上会使得位错线挣脱所需CRSS增加,引起硬化增强。     

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。     

反应堆压力容器钢的辐照脆化预测模型研究

对反应堆压力容器（RPV）钢的辐照脆化进行预测是保证核电站长寿期安全运行的重要方法。通过深入分析国外已有RPV钢的辐照脆化预测模型,揭示了已有参数化预测模型的不足,在此基础上建立了新的预测模型PMIE-2012。利用辐照监督数据对PMIE-2012的可靠性进行评价,结果表明,PMIE-2012对RPV钢的辐照脆化预测具有较高的准确性和可靠性。     

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。     

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.     

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。     

Effect of the Cu-rich precipitates on thermal conductivity of RPV model steel

Cu-rich precipitates are the important influence factors for the irradiation embrittlement of the reactor pressure vessel model steels. The microstructure of the Cu-rich precipitates could be revealed by mechanical and magnetic properties. In this article, the effect of the Cu-rich precipitates on thermal conductivity was studied. The reactor pressure vessel (RPV) model steels were aged for different time at 500°C. The results show that the thermal conductivity of RPV model steel is first decreased and then increased during the experiment, with a minimum value at 48.33 ± 0.21 W·m^?1·K^?1 after being aged for 200 h. The changing thermal conductivity is decided by the synergistic effect of the following three factors: (1) the crystal structure transformation of Cu-rich precipitates, (2) the orientation relationship between the matrix and Cu-rich precipitates, (3) the content of Cu atoms in the matrix.     

反应堆压力容器钢中溶质元素空位型扩散机理研究

辐照或热老化导致元素偏析和沉淀析出是反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢性能退化的主要影响因素,点缺陷与合金/杂质元素结合与扩散是引起元素偏析和沉淀析出的主要原因。本文利用分子动力学方法研究了反应堆压力容器钢中几种主要合金/杂质元素(Cu、Ni、Mn、P)的空位型扩散机理。研究了空位与合金/杂质元素的结合性能;基于多频模型计算了合金/杂质元素的空位风参数和扩散系数。通过计算发现,Cu、P与第1近邻、第2近邻空位均具有较大的结合能,Ni与第2近邻空位具有较大的结合能;溶质元素的空位风均随着温度的升高而增大,表明在高温下合金/杂质元素均倾向通过与空位互换位置而扩散。     

Copper precipitate hardening of irradiated RPV materials and implications on the superposition law and re-irradiation kinetics

Copper is known to play an important role in irradiation hardening and embrittlement of RPV materials. This is particularly true for old vessels. Indeed, while the Cu-content is low (<0.1%) in modern RPV materials, it often exceeded 0.15% in older vessels. Within the RADAMO irradiation program aiming to provide a reliable and extensive (chemistry, heat treatments, fluence, irradiation temperature) databank to investigate irradiation-induced hardening of RPV materials, we irradiated steels and welds with copper contents ranging from 0.06 to 0.31% at 300 and 265 °C. Experiments on re-irradiation after annealing were also performed to investigate the re-irradiation kinetics. It is found that copper plays a role in the very early stage of irradiation but saturates quite rapidly. The peak hardening is in agreement with the ageing data. Considering a two-component model, the linear superposition law provides the most appropriate one to rationalize the experimental data including re-irradiation path.     

Reactor pressure vessel design of the high temperature engineering test reactor

The reactor pressure vessel (RPV) of the HTTR is 5.5 m (inside diameter), 13.2 m (inside height), and 122 mm (shell thickness). The RPV contains core components, reactor internals, reactivity control system, etc.2 1/4Cr–1Mo steel is chosen as the material for RPV. The temperature reaches about 400 °C at normal operation. The fluence of the RPV is estimated to be less than 1 × 10¹⁷ n/cm² (E > 1 MeV) and so irradiation embrittlement is negligible, but temper embrittlement is not negligible. For the purpose of reducing embrittlement, content of some elements must be limited in the 2 1/4Cr–1Mo steel for the RPV; embrittlement parameters, J-factor and are used.In this paper, design and structure of the RPV are reviewed first. Fabrication procedure of the RPV and its special feature are described. Material data on the 2 1/4Cr–1Mo steel manufactured for the RPV, especially the embrittlement parameters, J-factor and , and nil-ductility transition temperatures, T_NDT, by drop weight tests, are shown. In-service inspection and results of R&Ds are also described.