国产反应堆压力容器的辐照脆化行为及预测

2021-07-27钟巍华佟振峰宁广胜张长义

原子能科学技术 2021年7期

关键词：模型

林虎，钟巍华，佟振峰,2，宁广胜，张长义，杨文

(1.中国原子能科学研究院，北京 102413；2.华北电力大学，北京 102206)

反应堆压力容器(RPV)是核电厂不可更换的核心安全构件，通常由具有低温脆性的bcc结构低合金钢制造而成[1]。在役期间，由于运行环境中的高能量中子(E>1 MeV)辐照，RPV材料呈辐照脆化现象，性能持续降低。辐照脆化现象体现为韧脆转变温度(DBTT)的增加，上平台能量(USE)和断裂韧性(KJC)的降低。当辐照脆化令断裂韧性降低至结构允许值时，即发生脆性断裂。因此对RPV的完整性评估而言，材料的辐照脆化是需面对的重要难题。

美国、日本、法国和德国等获得了大量RPV材料，如A533B、A508-3、16MnD5、20MnMoNi，试验数据[2-6]。基于这些数据，提出了针对性的辐照脆化预测模型，包括EONY、RG1.99(Rev.2)、FIS、JEAC4201和KTA等[6-9]。

中国已开发出的第三代核电站拥有60 a设计寿命[10]，其RPV材料为低铜的A508-3钢。针对国产A508-3钢的辐照脆化的研究已开展，然而目前依然缺少60 a寿期末时材料辐照脆化行为的数据，导致国产A508-3材料辐照脆化预测困难。

本文在中国原子能科学研究院49-2游泳池式反应堆对A508-3材料的力学性能试样进行辐照考验实验，并开展拉伸、冲击、断裂韧性试验。进而在EONY模型的基础上，建立针对低铜RPV材料的辐照脆化模型，并进行试验数据验证。