杜清良

【摘 要】反應堆压力容器使用的铁素体钢在快中子辐照下会产生辐照损伤，通过在反应堆内安装一定数量的监督管，定期抽取后进行辐照监督性能试验，以获得试验数据对反应堆压力容器进行寿命管理与评估。通过辐照监督试验可以获得表征反应堆压力容器材料脆化程度的评价参数。

【关键词】反应堆压力容器；辐照损伤；辐照监督

中图分类号： TL413 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）18-0044-002

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.18.019

【Abstract】The ferrite steel used in the reactor pressure vessel will produce irradiation damage under fast neutron irradiation. Through installing a certain number of supervision tubes in the reactor，the irradiation supervision performance test is carried out after regular extraction.In order to obtain experimental data，the life management and evaluation of reactor pressure vessels were carried out.The evaluation parameters of brittle degree of reactor pressure vessel can be obtained by irradiation supervision test.

【Key words】Reactor pressure vessel；Irradiation damage；Irradiation surveillance

0 引言

反应堆压力容器（简称“RPV”）在服役寿期内的完整性对反应堆安全性至关重要，在反应堆压力边界完整性研究中，为防止RPV发生无延性破坏，对其在整个寿期内的完整性进行评价是最重要的研究课题。RPV的老化是一个复杂的过程，包含辐照脆化、热老化、疲劳、磨损等多种老化机理。从核安全管理和老化管理的角度考虑，进行RPV辐照监督的研究工作，具有非常重要的意义。国际上通用的RPV辐照监督方法是在堆内构件吊篮外放置监督管，定期抽取后进行辐照监督性能试验。从而获得RPV辐照环境数据、材料的力学性能、脆化程度及发展趋势，并利用这些数据对其完整性进行评价，确定在役检查阶段一回路水压试验的试验温度、升温/降温阶段的P-T运行限值曲线，修改反应堆运行参数，同时为电站寿命管理提供基础数据。

1 辐照损伤机理

铁素体钢在经受高能中子辐照后，将会产生辐照缺陷，使金属材料组织发生变化；同时，材料的性能会出现辐照硬化、脆化、蠕变和疲劳等现象。……