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摘 要

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质子辐照对国产RPV材料组织和性能的影响

摘 要

反应堆压力容器（RPV）属于核电站唯一不可更换的核安全一级设备，其在运行过程中受到中子辐照会引起材料韧性降低，增加脆性失效的风险，因此其使用寿命直接决定了整个核电站的服役寿命。目前RPV材料已实现国产化，然而有关国产RPV材料的抗辐照性能是否满足核电站设计寿命的服役要求，尚缺乏足够的理论和试验验证，开展辐照对国产RPV材料组织和性能的影响研究具有重要的理论意义和工程价值。

本文以国产RPV材料为研究对象，在292℃下进行质子辐照至0.154dpa注量水平，模拟RPV材料在正常工作温度下服役运行60年期间所接受到的的中子辐照注量积累。采用透射电子显微镜（TEM）、X射线衍射（XRD）分析、正电子湮没（PAS）分析以及纳米压痕技术分析质子辐照对于国产RPV材料的组织以及力学性能的影响规律。

结果表明：(1)未辐照材料的显微组织为回火贝氏体，辐照后的样品中出现了大量位错环，绝大多数位错环的直径在2.0~20nm的范围。对辐照前后样品的XRD分析表明质子辐照未使材料的基体组织发生明显的物相变化。利用正电子湮灭多普勒展宽技术，综合S-E曲线、S-W曲线发现该注量质子辐照诱发材料产生了空位型缺陷。(2)纳米压痕试验表明辐照后材料的辐照影响层硬度高于未辐照试样，说明质子辐照造成了材料的硬化。

关键词：质子辐照，RPV，显微组织，位错环，空位型缺陷，硬化

Effects on micro-structure and property of proton-irradiated domestic RPV steels

Abstract

Reactor pressure vessel (RPV) belonging to the plant is the only nuclear safety level equipment that can not be replaced . In the process of running, the RPV material is irradiated by neutron irradiation, which will reduce material’s toughness and enhancement the risk of brittle failure, so its time-in-service is equivalent to the time-in-service of the whole plant. RPV materials currently have been domestic, but there is no enough theory and test for irradiation resistance for domestic RPV material whether can satisfy the demands of nuclear power plant design life service. So it is very important theoretical meaning and engineering value to carry out the study about effects of irradiation on the micro-structure and mechanical properties of domestic RPV materials.

In this thesis, the influence law of evolution of material micro-structure and mechanical properties of domestic RPV material irradiated by proton is investigated. It is based on the domestic RPV materials under 292℃ for proton irradiation to the 0.154dpa, which mimicking the fluence accumulation of RPV service running in the normal operating temperature during the 60 years received by neutron irradiation. The transmission electron microscope (TEM), X-ray diffraction (XRD) analysis, positron annihilation (PAS) and nano indentation technology analysis is used to characterize morphology, structure and properties.

The results are as follows: (1) The micro-structure of unirradiated material is tempering bainite, and there emerged a large number of dislocation loops which are in the range of 2.0~20 nm in diameter mostly after irradiated. XRD analysis shows that the proton irradiation did not change the phase of material matrix obviously after irradiated. PAS research shows that proton irradiation induced vacancy defects of the domestic RPV material by using Doppler broadening technology with curves of the S-E and S-W. (2) Nano indentation test shows that the hardness of irradiation effect layer is higher than same layer of unirradiated samples, which suggests that proton irradiation caused the hardening of material.

KEY WORDS: proton irradiation, RPV, micro-structure, dislocation, vacancy defects, hardening

目 录

摘 要 I

Abstract II

第一章 绪 论 1

1.1 核电发展及反应堆压力容器 1

1.2 我国核反应堆压力容器发展 2

1.3 辐照对RPV钢组织和性能的影响 3

1.3.1 辐照对RPV钢组织的影响 3

1.3.2 辐照对RPV钢性能的影响 5

1.4 本文的研究目的和主要研究内容 6

1.4.1研究目的 6

1.4.2主要研究内容 6

第二章 试验路线、试验材料与试验方案 8

2.1 试验路线 8

2.2 试验材料 9

2.3 质子辐照试验 9

2.4 显微组织观察 11

2.5 X射线衍射试验 11

2.6 慢正电子束湮灭试验 12

2.7 纳米压痕试验 16

第三章 质子辐照前后国产RPV钢的组织和性能 18

3.1 质子辐照前后RPV钢的组织 18

3.1.1 金相组织与TEM显微组织 18

3.1.2 X射线衍射 21

3.1.3 慢正电子束湮没 22

3.2 质子辐照前后RPV钢的性能 23

第四章 质子辐照对国产RPV钢组织和性能的影响 26

4.1 质子辐照对国产RPV钢显微组织的影响 26

4.1.1 质子辐照对位错环的影响 26

4.1.2 质子辐照对RPV钢晶体结构的影响 28

4.1.3 质子辐照RPV钢空位型缺陷研究 29

4.2 质子辐照对RPV钢性能的影响 32

第五章 结论 34

参考文献 35

致 谢 37

第一章 绪 论

1.1 核电发展及反应堆压力容器

随着科技发展水平的提高以及世界各国对能源需求量的急剧增加，核电工业已成为火电、水电之外的最重要的能源工业。虽然核电站自建成以来就频频有事故发生，尤其是在日本福岛核电站事件后，欧洲诸国纷纷关停核电站，再加上逐渐上升的人工及设备成本，致使核能发电在世界总发电中的比例从1996年17.6%的历史最高值下降至2013年的10.8%。但是由于化石能源的日渐枯竭以及不断更新换代的核电技术，目前对于满足人类能源需求最可行的方式依然是建设核电站。根据世界核协会最新发布的一份核工业研究报告（World Nuclear Supply Chain: Outlook 2030）中预计，到2030年，全球新增核反应堆达到266个，总投资额约1.2万亿美元，其中超半数来自亚洲，同时将有118个核反应堆被关闭，其中大多数是在欧洲和日本^[1]。我国目前面临着人均资源的缺乏和日益增长的能源需求之间的尖锐矛盾，因此大力发展核电站是面向未来的最好解决办法之一。目前核电站的发展已经被列入到“十三五”规划纲要中，国家计划每年新建5-6台新机组。到2020年，国内核电运行装机容量要达到5800万千瓦，在建机组达到3000万千瓦以上，这意味着对核电建设相关设备的大量需求。

目前，核电发电机组中占比例最大的是压水堆，其中一级承压设备——反应堆压力容器是其最为重要的组成部分，属于核电站唯一不可更换的核安全一级设备，其使用寿命直接决定了整个核电站的服役寿命。反应堆压力容器的服役运行环境十分恶劣，常常伴随着高温、高压流体的冲刷和腐蚀，RPV内部装载有堆芯燃料组件，RPV堆芯筒体束带区材料在遭受外溢快中子的照射之后将发生脆化，表现为硬度度升高，韧脆转变温度升高、上平台能量下降和断裂韧性下降，增加了RPV脆性破裂的风险。因此，RPV钢应该具备如下特点^[2]：易于冶炼、强度合适、焊接性优良、能够抵抗腐蚀、抵抗辐照脆化和耐热时效老化。
RPV钢的发展经历了很长时间。约在1955年，美国选用A212B板材，此钢为C-Mn钢，焊接性能好，但淬透性和高温性能差，厚截面冲击韧性低。为了改善强韧性和减薄壁厚，1956年改用Mn-0.5Mo的A302B板材。在发现该钢中子辐照脆化敏感性及壁厚超过100mm时低温韧性不足的问题之后，1964年在A302B基础上添加了0.40%-1.00%Ni，形成A302C和A302D板材，都属于屈服强度约为350MPa的 Mn-Ni-Mo钢^[3]。然而A302C和A302D在正火-回火-焊后热处理之后韧性下降且具有中子辐照脆化敏感性。1965年起，美国开发了A533板材，并改用调质热处理工艺，其锻材为A508-2钢。在1970年左右，西欧发现A508-2钢堆焊层下有再热裂纹，存在安全隐患，于是通过降低C、Cr、Mo含量，提高Mn 含量，并经核应用性能试验验证，成功开发出现代A508-3钢^[3]。俄罗斯的反应堆应力容器用的材料是Cr-Mo-V钢，该钢在俄罗斯、东欧以及我国部分压水堆上有所应用。它的优点是高温性能和耐蚀性好，辐照效应小，缺点是回火脆性倾向大，焊接性不理想。尽管如此，俄罗斯仍用Cr-Ni-Mo-V钢，这是因为对该钢缺点已有相应的改进措施，如降低磷、硫及杂质含量和改进热处理工艺^[4]。目前大部分国家使用的RPV钢都是A508-3相似的变种，如德国的TUV20MnMoNi55锻件，日本的JISSFVV3锻件，以及法国的RCC-M16MND5锻件^[5]。

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