王恺晴，梁弘毅，刘肖
（中国核动力研究设计院，成都，610213）
摘要：反应堆压力容器是核电站核心关键部件之一，压力容器的完整性决定了反应堆的安全、可靠运行，其服役寿命也决定了核电站的使用年限。本文概括叙述了反应堆压力容器材料的设计选用要求和发展历程，对压力容器的辐照脆化现象以及脆化评价方法进行了介绍。
关键词：反应堆压力容器；材料；辐照脆化；脆化评价
Summary of Research on Embrittlement of
Reactor Pressure Vessel Steel
Abstract: Reactor pressure vessel is one of the key components of nuclear power plant. The integrity of reactor pressure vessel determines the safe and reliable operation of reactor, and its service life also determines the service life of nuclear power plant. In this paper, the design requirements and development history of reactor pressure vessel materials are summarized, and the irradiation embrittlement phenomenon and evaluation method are introduced.
Key words: reactor pressure vessel; material; irradiation embrittlement; embrittlement evaluation
作为反应堆的第二道屏障、一回路冷却剂的承压边界，反应堆压力容器（RPV）承受着动载荷和温度载荷，并有防止裂变产物外逸的功能[[[] 李承亮，张明乾.压水堆核电站反应堆压力容器材料概述[J].材料导报，2008, 22(9):65-68.]]。为了防止RPV发生脆性断裂，确保反应堆的安全运行，有必要对RPV开展辐照脆化研究和脆化评价工作。本文概括叙述了RPV材料的选用要求和发展历程，简要介绍了RPV材料的辐照脆化现象和脆化评价方法。
1 RPV材料的特点及发展
RPV的使用工况较为苛刻，除了高温、高压和腐蚀的工作环境外，还需要包容强放射性的反应堆堆芯。受强中子辐照，材料性能不断恶化，为了保证反应堆的安全性、可靠性和经济性，RPV材料应满足以下要求：（1）适当的强度和较高的塑韧性；（2）优良的冶金质量，纯净度高，偏析和夹杂物少；（3）优良的抗辐照性能，可耐高温腐蚀，与冷却剂相容性好；（4）较好的焊接性和冷热加工性能。
本文以压水堆为例概述了RPV材料的发展历程。压水堆的压力和温度都较高，体积也较为庞大，随着反应堆的更新换代，对各个部件的要求逐步提高，RPV材料也随之不断改进。
美国早期核电站RPV选用的是强度和焊接性均较好且具有成熟使用经验的A212B钢（C-Mn钢），但因此类钢的淬透性和高温性能较差，无法满足向大型化发展的RPV对材料性能的需求。因此，第二代压水堆RPV改用A302B钢（Mn-Mo钢），其中Mn元素起到了强化基体和提高淬透性的作用，Mo元素不仅能提高材料的高温性能，还可降低其回火脆性。随着核电事业的发展，为了进一步适应反应堆的改进和大型化发展，RPV也在增大、增厚。60年代中期在第二代材料A302B钢的基础上加入了Ni元素，改为使用Mn-Mo-Ni钢A533B钢，以保证厚截面钢的淬透性，使强度和韧性能够良好的匹配。此外，因为RPV壁厚的增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，新一代压力容器由板焊结构改为环锻容器，材料使用的是A508-Ⅱ钢。后来由于A508-Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹，所以在A508-Ⅱ钢的基础上改良研发了A508-Ⅲ钢（Mn-Ni-Mo钢），此类钢降低了C、Cr、Mo三种硬化元素的含量，提高了Mn元素的含量，以此在减小裂纹敏感性的同时，保证了材料的强度和淬透性。随后，A508-Ⅲ钢一直被广泛采用，我国压水堆压力容器多采用的是A508-Ⅲ钢。表1为RPV材料的化学成分。
表1 RPV材料的化学成分
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2 脆化现象
A508-Ⅲ钢为低合金铁素体钢，具有适当的强度和较好的断裂韧性，以及良好的焊接性能和抗辐照性能。同时，此类钢也具有低温脆性的固有特性，即低于某温度时，材料韧性会发生断崖式突降现象，堆内辐照环境进一步加剧了这种材料的降质，即发生韧性陡降现象的温度升高、韧性可达到的最大值降低，谓之“辐照脆化”，辐照脆化导致材料的加速降质会显著增大RPV的破裂风险。
部件的脆性断裂有三个特点：危险性，即断裂时的应力低于屈服强度；隐蔽性，即断裂前无塑性变形；突发性，即裂纹失稳后迅速扩展至断裂。RPV的脆性断裂是爆炸性破坏，一旦发生则是灾难性事故，因此，开展RPV辐照脆化机理研究、准确掌握材料性能数据以及科学评价RPV脆化程度，对于确保反应堆的安全运行具有极其重要的意义。
RPV材料的辐照脆化机理可分为以下几个过程：（1）辐照导致产生空位、间隙原子、位错环等稳定的基体缺陷；（2）辐照导致产生富Cu析出物，一般都包含P、Mn 、Ni、Si等合金元素；（3）晶界附近发生P元素的偏析。（1）和（2）对材料脆化影响较大，这两个过程中的辐照产物将影响晶体中位错的运动，进而材料发生硬化，表现为屈服强度升高、延伸率下降、韧脆转变温度上升，使得RPV材料经长期辐照后变为脆性材料。
3 脆化评价方法
开展RPV辐照监督工作，掌握其性能数据和辐照损伤发展趋势，是对RPV进行防脆断评价的重要前提条件。由于RPV用A508-III钢的韧性性能具有较大的温度敏感性，找到材料的断裂韧性与温度之间的关系是防脆断设计中的关键所在。
由于辐照脆化表现出的重要现象之一是韧脆转变温度的升高，因此辐照脆化程度可利用材料的韧脆转变温度来进行衡量，即通过辐照后RPV材料的参考无塑性转变温度RTNDT的增量来表征断裂韧性因服役时间和辐照环境的影响而发生的变化。此方法即为现行辐照监督大纲中的通行方法——转变温度法，主要依据如下式所示。
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其中，RTNDT(0)为辐照前材料的初始参考无塑性转变温度，主要由落锤试验结合夏比冲击试验共同获得；△RTNDT为由于辐照引起的参考无塑性转变温度的增量；M为裕量。
材料辐照后的韧脆转变温度增量△RTNDT可根据美国核管会管理导则NRC RG1.99-2中提供的公式估算，即为：
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其中，CF为化学系数，与材料中Cu、Ni含量有关；f为中子注量。
美国橡树岭国家实验室[[[] Corwin W R. Heavy-section steel irradiation program[R]. Washington: Oak Ridge National Laboratory, 1995:13]]通过厚截面钢板试验项目以及核电站RPV辐照监督数据拟合获得的断裂韧度下包络线，可用于评定RPV用钢的断裂韧度是否满足防脆断要求，若RPV用钢辐照后的断裂韧度在该曲线的上方则认为反应堆的运行是安全的。压力容器研究委员会（PVRC）收集整理了大量的压力容器材料在不同温度下的断裂韧度数据，并基于RTNDT温度做归一化处理，拟合得到了断裂韧度下包络线。随后，建立了ASME规范第III卷附录G中以RTNDT为参量的KIC曲线，可通过用由落锤试验和夏比冲击试验确定的RTNDT温度估算材料的断裂韧度。
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4 结论
作为堆内最大且全寿期不可更换的核安全I级部件，压力容器的辐照监督、脆化评价以及老化管理是保证反应堆安全、可靠运行的关键。堆内部件和结构的失效归根结底是材料的降质和老化，对RPV材料开展辐照损伤机理研究，不仅为科学建立RPV用钢的脆化程度评价方法提供了理论基础，也为改善RPV材料性能指明了方向。
在现行辐照监督大纲中，RPV材料的脆化评价方法主要采用转变温度法，该方法虽为间接地获得材料的断裂韧性提供了一种较为成熟的方法，但没有明确的理论依据，仅是建立在大量力学试验数据基础上的一种半经验测试方法，意图保证RPV材料处于非脆性状态，具有相对安全裕量过于保守的特点。后续，可考虑使用更具理论依据、更直接的方法评价材料的脆化程度，以充分发挥RPV的寿命潜力，为改进辐照监督大纲打开空间，提高评价结果的准确性。
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