辐照损伤对反应堆压力容器钢硬度的影响

通过监测反应堆压力容器钢服役过程中硬度的变化来表征其辐照损伤程度的方法日益引起研究界的关注。介绍了国内外在反应堆压力容器钢辐照脆化过程中硬度变化规律领域所开展的研究工作,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足。最后提出了通过探索反应堆压力容器在服役时力学性能、硬度之间的潜在关联,以此为基础形成准无损评估技术,可为反应堆压力容器辐照监督提供一条新的思路。最后指出了对国产反应堆压力容器钢尽快开展辐照硬化研究工作的必要性与重要性。     

ODS钢的抗辐照设计及纳米第二相粒子表征的研究进展

先进裂变反应堆及聚变堆要求材料在高温高压、强中子辐照、长服役周期等苛刻服役环境下具有卓越的结构和性能稳定性。氧化物弥散强化(ODS)钢由于具有优异的耐高温及耐辐照性能成为第四代反应堆包壳及核聚变包层最有希望的候选材料。基于材料的中子辐照损伤特性,主要介绍了ODS钢的抗辐照设计及纳米第二相粒子的表征方面的研究进展。     

压水堆核电站反应堆压力容器钢断裂韧性研究进展

反应堆压力容器(RPV)是压水堆核电站最为关键的设备之一,其恶劣的服役环境对RPV钢的材料性能提出了苛刻的要求.综述了RPV钢的低温脆化现象,详细介绍了RPV钢的无延性转变温度、修正无延性转变温度、线弹性断裂韧性要求、ASME曲线法及Master曲线法,最后展望了RPV结构完整性分析评价方法的发展方向.     

反应堆压力容器钢质子辐照研究进展

相较于中子辐照,质子辐照实验具有成本低、周期短、辐照参数可精准控制以及辐照后样品没有放射性以便于后续开展性能测试、微观组织表征等优点,因此采用质子辐照实验的方式开展反应堆压力容器钢(reactor pressure vessel,RPV)辐照损伤效应的研究日益得到广泛应用。介绍了质子辐照实验的研究现状,对比了质子辐照与中子辐照的优缺点,讨论了质子辐照对材料微组织演变与力学及电磁性能的影响,分析了RPV钢质子辐照损伤机理,并评析了目前所取得的研究成果与存在的不足之处。最后提出了现阶段对国产RPV钢开展全面、系统的质子辐照实验研究工作的重要性与必要性。     

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3×1019n/cm2,E≥1 M eV)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。     

基于CALPHAD及Thermo-Calc的RPV材料析出相分析

目的对服役时面临高温、高压、低温脆化、应力腐蚀、强中子辐照的反应堆压力容器(RPV)用材料进行成分分析并优化,提出一种材料优化的方法。方法利用CALPHAD方法以及Thermo-Calc软件对压力容器所使用的材料3级、4N级以及5级SA508钢进行析出相分析,并分析当C, Mn, Cr等合金元素含量变化时,各个析出相的变化,探究其中规律并从材料热力学角度进行相变分析和成分优化。结果 3级、4N级以及5级钢中析出相的区别主要在M_7C_3和M_(23)C_6;3级508钢中,当C的质量分数为0.20%与0.18%时,Mn含量均保持下限值,Cr含量均取拐点值,所选取合金成分可具有良好的性能。结论利用相图计算的方法可以实现核电压力容器材料进行成分的初步优化,但结果还需进一步精确化。     

在役反应堆压力容器退火处理技术的应用

介绍了核电站在役反应堆压力容器退火处理技术的原理及其主要影响因素,讨论了退火后材料的韧性恢复程度与再辐照脆化速度两项退火处理的关键参数,展示了退火处理的工程实施方案,比较了俄罗斯与美国设计的反应堆压力容器在实施退火处理时的主要差异项,最后提出了我国现阶段在条件成熟时可适度开展一些必要基础研究工作的建议。     

基于试样重组技术的RPV钢断裂性能研究

反应堆压力容器（reactor pressure vessel,RPV）的辐照脆化程度主要通过定期取出的辐照监督试样的试验结果进行评价,由于受辐照监督管空间的限制,监督样品的尺寸和数量非常有限,试样重组技术可高效率利用有限的辐照监督材料获取可靠的材料断裂韧性数据。该文针对反应堆压力容器原始态材料16MND5,开展基础力学性能测试,包含拉伸、冲击及断裂韧性,确定材料基本力学性能。在开展RPV材料断裂韧性试验时利用数字图像相关（digital image correlation,DIC）技术获取试验过程中试样表面应变演化规律和塑性区范围,基于ANASYS有限元分析软件计算加载过程中最大塑性区范围,有限元分析结果与试验结果较为吻合,为后续试样重组确定其可再次利用的材料范围。     

基于机器学习的RAFM钢中子辐照脆化预测模型研究

构建低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢的中子辐照脆化预测模型对聚变反应堆的安全运行和优化设计新型RAFM钢具有十分重要的意义。本研究基于收集的RAFM钢中子辐照数据集，采用相关性筛选、递归消除方法识别出影响RAFM钢中子辐照条件下韧脆转变温度(DBTT)的关键特征变量。利用筛选的关键特征变量，构建了具有良好预测能力的RAFM钢中子辐照DBTT预测模型。为进一步实现中子辐照条件下韧脆转变温度变化(ΔDBTT)的预测，首先构建了RAFM钢未辐照DBTT预测模型，然后将辐照前后DBTT预测模型相结合构建了RAFM钢中子辐照ΔDBTT预测模型。通过将模型预测的ΔDBTT与文献收集的数据进行对比发现，该模型具备较好的预测能力。     

先进核能系统用ODS钢的显微组织设计与调控研究进展

核能是一种重要的清洁能源,目前正在大力发展具有更高安全性和经济性的第四代反应堆及聚变堆,与当前商用反应堆相比,其工作温度更高,辐照剂量更强,传统的锆合金及不锈钢已不能满足未来先进反应堆苛刻的服役环境,具有优异综合服役性能的关键结构材料的研发成为制约先进核能工程应用的瓶颈之一。通过机械合金化等先进粉末冶金方法可以向钢基体中引入数密度极高的超细纳米氧化物粒子,所制备的纳米氧化物弥散强化(Oxide dispersion strengthened,ODS)钢具有比同类熔炼钢更优异的高温蠕变强度以及抗辐照性能,从而具有更高的服役温度窗口,因而被确定为多种第四代反应堆包壳和未来聚变堆包层结构的重要候选材料,成为国际核材料领域研究的热点。ODS钢的优异性能源于其成分设计和采用先进粉末冶金工艺形成的独特的显微组织,即亚微米的超细晶粒组织以及在晶内弥散分布的平均尺寸仅为几纳米、数密度高达1023m-3的氧化物粒子或团簇,这些弥散相具有极高的热稳定性及抗辐照稳定性,可以起到有效的位错钉扎强化作用,从而明显提高材料的高温强度及服役温度上限;而大量的弥散粒子与基体之间形成的界面可以对辐照引起的缺陷及气泡进行有效捕获,显著提高材料的抗辐照肿胀性能。满足服役性能要求的显微组织的设计和有效调控是制备高性能先进材料的核心,而显微组织又明显受控于成分设计、制备技术及工艺参数。虽然近年来关于ODS钢的研究日益活跃,但是由于ODS钢显微组织及制备工艺过程的复杂性,在成分设计与微纳显微组织的调控及其与服役性能的匹配和相关机理方面,依然存在许多制约ODS钢实际工程应用的基础性问题。本文针对制约先进核能系统用ODS钢应用的基础核心问题,把握ODS钢显微组织特点及其与成分设计和制备技术之间的关系这一主线,就国内外关于ODS钢显微组织及其分析手段、氧化物弥散粒子的特点及其高温时效和辐照稳定性、成分设计和制备技术对显微组织的影响等研究内容进行总结和分析,对ODS钢的应用前景和存在的问题进行总结和展望,为满足先进反应堆服役环境的ODS钢的发展提供参考。