核電站一般通過三道屏障防止放射性物質(zhì)泄漏到外界，冷卻劑壓力邊界是其中第二道屏障。壓力邊界的完整性取決于壓力容器等部件的可靠性。反應(yīng)堆壓力容器比之于一般常規(guī)壓力容器工作環(huán)境的主要不同是受強(qiáng)中子輻照。中子引起的輻照脆化是壓力容器的主要危險(xiǎn)。

　　由于反應(yīng)堆壓力容器的強(qiáng)度、溫度等要求，采用的是體心立方晶格鐵素體低合金鋼。厚壁和強(qiáng)中子輻照等條件都是引起輻照脆化的不利因素。反應(yīng)堆壓力容器材料在高能中子輻照下會(huì)引起脆化。其表現(xiàn)為無延性轉(zhuǎn)變溫度偏移升高和沖擊韌性試驗(yàn)的吸收能降低。影響輻照脆化程度的因素很多，主要有中子注量的影響、輻照溫度的影響、不同部位的影響、鋼中雜質(zhì)殘余元素的影響。其中鋼中的雜質(zhì)是主要研究和控制的對(duì)象。

　　早期的反應(yīng)堆壓力容器由于人們對(duì)鋼中雜質(zhì)的影響認(rèn)識(shí)不足，對(duì)其雜質(zhì)沒有有效控制，致使材料的無延性轉(zhuǎn)變溫度在運(yùn)行后升得過高。近期人們發(fā)現(xiàn)利用壓力容器的退火可以恢復(fù)其較低的無延性轉(zhuǎn)變溫度，俄國和美國進(jìn)行過壓力容器的退火處理。退火后再運(yùn)行就有再脆化問題，其規(guī)律需要研究剛。至于雜質(zhì)元素的影響，最初發(fā)現(xiàn)主要是銅和磷。美國核管會(huì)導(dǎo)則舊版有公式根據(jù)銅、磷含量和中子注量計(jì)算轉(zhuǎn)變溫度偏移的公式和曲線，德國標(biāo)準(zhǔn)則有曲線。

　　近期又發(fā)現(xiàn)鎳的影響，美國核管會(huì)導(dǎo)則年第二次修改版考慮了鎳的影響，有數(shù)據(jù)可以用于確定轉(zhuǎn)變溫度的偏移。法國和日本也有考慮鎳影響的經(jīng)驗(yàn)公式。由于輻照脆化的影響因素至今未被完全認(rèn)識(shí)，因此反應(yīng)堆壓力容器要設(shè)監(jiān)督管，其中放置監(jiān)督試樣，在運(yùn)行的不同階段抽出檢測(cè)，確定輻照脆化程度‘習(xí)。

　　國際上對(duì)反應(yīng)堆壓力容器脆化已經(jīng)進(jìn)行了較多的研究，國際原子能機(jī)構(gòu)有反應(yīng)堆壓力部件可靠性國際工作組和美國試驗(yàn)與材料學(xué)會(huì)的一工作組都組織了研究，并且發(fā)表了不少文章。

　　西方國家的壓力容器鋼材料的化學(xué)成分相似，對(duì)其研究也較多，但對(duì)俄國壓力容器鋼則有待開展深人研究。國際原子能機(jī)構(gòu)正開展兩項(xiàng)壓力容器鋼的輻照脆化研究，一項(xiàng)主要研究高鎳含量對(duì)輻照脆化的影響，另一項(xiàng)主要研究俄國一壓力容器鋼的輻照脆化和再脆化規(guī)律。

　　我們?cè)陥?bào)這兩項(xiàng)研究合同，獲得一些相關(guān)信息，有待開展研究工作。鎳對(duì)反應(yīng)堆壓力容器材料輻照脆化的影響機(jī)理背景鎳在反應(yīng)堆壓力容器鋼中的存在提高了對(duì)中子引起的脆化的敏感性，甚至在低的磷和銅含量情況下。

　　控制輻照損傷過程的機(jī)理還未很好地被理解。對(duì)受輻照的反應(yīng)堆壓力容器鋼的微觀研究已經(jīng)顯示出鎳存在于富銅基體的偏析和銅一鎳疊加效應(yīng)的明顯證據(jù)。在文獻(xiàn)中只見到高鎳含量的鋼中子脆化率的有限數(shù)量的數(shù)據(jù)。

　　從這些文章中得出的主要結(jié)論如下鎳影響母材和焊縫金屬的輻照敏感性焊縫金屬轉(zhuǎn)變溫度的偏移高于母材中子對(duì)高鎳含量一焊縫引起的脆化高于較低鎳含量一焊縫近期的監(jiān)督數(shù)據(jù)表明，由于反應(yīng)堆壓力容器的輻照條件和監(jiān)督試樣的不同而不能充分代表反應(yīng)堆壓力容器完整性評(píng)價(jià)此時(shí)對(duì)型壓力容器鋼預(yù)計(jì)轉(zhuǎn)變溫度的偏移還沒有考慮鎳含量的經(jīng)驗(yàn)公式。

　　由于轉(zhuǎn)變溫度偏移的預(yù)計(jì)對(duì)反應(yīng)堆壓力容器完整性評(píng)價(jià)的重要性，研究高鎳含量焊縫金屬的中子脆化率非常重要。從這項(xiàng)研究所獲得的數(shù)據(jù)庫應(yīng)當(dāng)用于導(dǎo)出描述輻照劑量對(duì)轉(zhuǎn)變溫度偏移影響的可信賴的一般關(guān)系。對(duì)轉(zhuǎn)變溫度偏移改進(jìn)了的預(yù)計(jì)將提高一側(cè)反應(yīng)堆壓力容器完整性評(píng)價(jià)的可靠性。

　　鎳對(duì)反應(yīng)堆壓力容器鋼中子引起的脆化影響的問題已在國際原子能機(jī)構(gòu)“輻照脆化和緩解”的專家會(huì)議上討論。會(huì)議建議對(duì)反應(yīng)堆壓力容器鋼性能高鎳含量影響的數(shù)據(jù)庫和理解的進(jìn)一步開發(fā)。研究計(jì)劃的目的完成的研究將對(duì)于鎳對(duì)輻照脆化作用的機(jī)理理解有貢獻(xiàn)提供評(píng)價(jià)和預(yù)計(jì)含高鎳達(dá)的一反應(yīng)堆壓力容器焊縫金屬輻照老化的可能性提高一反應(yīng)堆壓力容器完整性評(píng)價(jià)的可靠性保證一機(jī)組安全運(yùn)轉(zhuǎn)提供與中子注量用一種公認(rèn)的方法確定的西方國家的鋼的比較。

　　研究計(jì)劃的科學(xué)范圍用于一的有關(guān)材料是焊縫。主要輻照將基于實(shí)際和準(zhǔn)實(shí)際材料的焊接件。此項(xiàng)計(jì)劃的主要目標(biāo)將是研究型的鎳含量在一范圍內(nèi)，在中子注量下的母材和焊縫金屬的中子引起的脆化效應(yīng)，建立一個(gè)可靠的數(shù)據(jù)庫并導(dǎo)出一個(gè)預(yù)計(jì)確了一發(fā)電機(jī)組運(yùn)行期間轉(zhuǎn)變溫度偏移的經(jīng)驗(yàn)公式。

　　為此目的應(yīng)進(jìn)行下列活動(dòng)用于研究的合適材料的采購測(cè)定接收狀態(tài)材料的力學(xué)性能和微觀結(jié)構(gòu)①拉伸試驗(yàn)②夏比缺口試樣的沖擊試驗(yàn)③硬度和微觀硬度測(cè)量④微觀結(jié)構(gòu)和斷口組織研究。

　　發(fā)電機(jī)組在不同中子注量水平下的輻照試樣監(jiān)測(cè)輻照的溫度和中子注量名義上的輻照溫度是℃測(cè)量輻照狀況下焊縫金屬的力學(xué)性能和微觀結(jié)構(gòu)檢查同項(xiàng)測(cè)量輻照試樣的中子注量分析從不同國家所獲得的結(jié)果導(dǎo)出考慮鎳含量的中子注量對(duì)轉(zhuǎn)變溫度偏移影響的關(guān)系建議。

　　材料名稱鎳含量中子注量中子注量率重量，母材焊縫注中子注量的評(píng)估用公認(rèn)的劑量測(cè)定方法。輻照溫度輻照溫度為℃試驗(yàn)夏比和拉伸試驗(yàn)。評(píng)價(jià)堆壓力容器輻照損傷以國際原子能機(jī)構(gòu)的反應(yīng)堆壓力容器材料數(shù)據(jù)庫評(píng)價(jià)反應(yīng)堆壓力容器的輻照損傷。背景俄國現(xiàn)行的反應(yīng)堆壓力容器輻照脆化評(píng)價(jià)規(guī)范核電站部件和管道強(qiáng)度計(jì)算標(biāo)準(zhǔn)一在大約年以前批準(zhǔn)，并且主要是基于從研究堆獲得的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)。

　　上述規(guī)范在沒有世紀(jì)一年代制作的監(jiān)督試樣結(jié)果的情況下已確認(rèn)。有數(shù)據(jù)表明在試樣輻照時(shí)中子注量率通量可能是影響反應(yīng)堆壓力容器材料輻照脆化的因素。

　　有一些沒有監(jiān)督大綱的勸下反應(yīng)堆壓力容器，是從運(yùn)行機(jī)組的反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)表面取所謂的“盤試件”。而“盤試件”試驗(yàn)的結(jié)果可以做為反應(yīng)堆壓力容器輻照脆化評(píng)價(jià)的參考點(diǎn)。然而，采樣不能對(duì)有堆焊層的反應(yīng)堆壓力容器進(jìn)行。

　　這意味著對(duì)有堆焊層的一反應(yīng)堆壓力容器的輻照脆化預(yù)計(jì)只能基于“盤試件”及一料戊一和一監(jiān)督管內(nèi)的輻照材料的監(jiān)督試樣結(jié)果的評(píng)價(jià)，甚至對(duì)有監(jiān)督大綱的也沒有使用特定機(jī)組的監(jiān)督結(jié)果進(jìn)行反應(yīng)堆壓力容器完整性評(píng)價(jià)的標(biāo)準(zhǔn)工序。大多數(shù)老一代的一反應(yīng)堆壓力容器已經(jīng)退火。這些反應(yīng)堆環(huán)帶區(qū)焊縫的再脆化動(dòng)力學(xué)還不能很好地了解。

　　至今只有少量的再脆化數(shù)據(jù)。由于這些反應(yīng)堆的完整性是被主要關(guān)注的，對(duì)再脆化率和保證電廠安全運(yùn)行的安全評(píng)價(jià)的方法有一個(gè)共同理解是極端重要的。因此，收集和分析這些數(shù)據(jù)以及制定退火(不銹鋼固溶退火爐的概述)后反應(yīng)堆再脆化的導(dǎo)則也是研究計(jì)劃的重要部分。至今已經(jīng)從運(yùn)行型反應(yīng)堆的國家獲得了大量監(jiān)督數(shù)據(jù)。幾年以前也已經(jīng)建立了國際原子能機(jī)構(gòu)反應(yīng)堆壓力容器材料的國際數(shù)據(jù)庫。然而至今只有少數(shù)一的業(yè)主參加。大量的反應(yīng)堆壓力容器輻照脆化的數(shù)據(jù)也已經(jīng)在國家研究大綱的框架中獲得。使用這些有監(jiān)督結(jié)果的數(shù)據(jù)能大大擴(kuò)展反應(yīng)堆壓力容器的數(shù)據(jù)庫并有助于反應(yīng)堆壓力容器完整性評(píng)價(jià)。這項(xiàng)研究的主要目的應(yīng)當(dāng)是建立由反應(yīng)堆壓力容器材料國際數(shù)據(jù)庫內(nèi)的其它類似重要數(shù)據(jù)所擴(kuò)展的一個(gè)完整的一監(jiān)督數(shù)據(jù)庫。

　　反應(yīng)堆壓力容器材料國際數(shù)據(jù)庫由于它由國際原子能機(jī)構(gòu)的目的和任務(wù)導(dǎo)出，所以是一個(gè)研究數(shù)據(jù)庫。數(shù)據(jù)庫有份檔案描述材料的生產(chǎn)歷史、在驗(yàn)收和老化條件下的化學(xué)成分和力學(xué)性能，也可包括圖和目視資料例如金相顯微圖等。數(shù)據(jù)庫主要收集原始數(shù)據(jù)，能在將來按評(píng)價(jià)方法、標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范的新發(fā)展進(jìn)行分析和再分析。數(shù)據(jù)庫有兩部分用戶監(jiān)督數(shù)據(jù)和研究數(shù)據(jù)。用戶數(shù)據(jù)的使用嚴(yán)格限制于簽了協(xié)議并提供用戶數(shù)據(jù)的參加者。研究數(shù)據(jù)庫收集過去年國際原子能機(jī)構(gòu)協(xié)調(diào)研究計(jì)劃所獲得的數(shù)據(jù)，并且有從參與的歐共體年計(jì)劃項(xiàng)目和經(jīng)濟(jì)合作發(fā)展組織項(xiàng)目以及其它的國家研究計(jì)劃的貢獻(xiàn)。

　　目前包括了從不同材料獲得的多于個(gè)夏比試驗(yàn)記錄、數(shù)千個(gè)斷裂力學(xué)和拉伸試驗(yàn)數(shù)據(jù)。數(shù)據(jù)庫有過濾軟件，它能按使用者規(guī)定的特性或任何綜合特性收集數(shù)據(jù)，并且以優(yōu)化的或文本檔案格式輸出收集的數(shù)據(jù)。使用者也能規(guī)定用于輸出的機(jī)組。脆化數(shù)據(jù)也有助于理解和修改反應(yīng)堆壓力容器鋼的一般輻照脆化模型。項(xiàng)目的主要目標(biāo)項(xiàng)目的主要目標(biāo)為通過用國際原子能機(jī)構(gòu)數(shù)據(jù)庫收集補(bǔ)充的一反應(yīng)堆壓力容器材料輻照脆化和再脆化的監(jiān)督及研究數(shù)據(jù)來擴(kuò)大國際原子能機(jī)構(gòu)的反應(yīng)堆壓力容器材料數(shù)據(jù)庫制定脆化與材料化學(xué)成分和中子注量和可能的中子通量關(guān)系的預(yù)計(jì)公式開發(fā)評(píng)價(jià)特定材料運(yùn)行機(jī)組監(jiān)督數(shù)據(jù)的方法論開發(fā)用于預(yù)計(jì)料型運(yùn)行反應(yīng)堆壓力容器輻照脆化和再脆化的國際原子能機(jī)構(gòu)的導(dǎo)則。數(shù)據(jù)的收集包括使用標(biāo)準(zhǔn)和小尺寸試樣包括盤試件的初始脆化、退火效果以及再脆化效果和熱老化。

　　收集的用于數(shù)據(jù)的中子劑量測(cè)量的擴(kuò)大信息包括在用于這個(gè)研究大綱的數(shù)據(jù)庫之內(nèi)。階段分析用統(tǒng)一方法測(cè)定轉(zhuǎn)變和其它輻照損傷參數(shù)的原始實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)的數(shù)據(jù)庫。

　　這項(xiàng)分析需要獲得來自不同的國家規(guī)劃的用于制定材料預(yù)計(jì)公式的數(shù)據(jù)結(jié)果的可比較數(shù)據(jù)。階段制定一反應(yīng)堆壓力容器材料輻照脆化的預(yù)計(jì)趨勢(shì)的公式，它要考慮由來自擴(kuò)大的國際原子能機(jī)構(gòu)一反應(yīng)堆壓力容器材料數(shù)據(jù)庫的材料化學(xué)成分、金屬類型母材金屬、焊縫金屬、中子注量和可能的中子通量以及熱老化可能的影響。

　　將所制定的公式與俄國“核電站部件強(qiáng)制計(jì)算標(biāo)準(zhǔn)”已有的公式進(jìn)行比較。階段制定國際原子能機(jī)構(gòu)用于預(yù)計(jì)運(yùn)行的一型反應(yīng)堆壓力容器輻照脆化和再脆化的導(dǎo)則，包括評(píng)價(jià)和使用來自特定機(jī)組的監(jiān)督數(shù)據(jù)。為最終使用者和審管機(jī)關(guān)組織關(guān)于說明和使用導(dǎo)則有關(guān)信息的國際原子能機(jī)構(gòu)研討會(huì)網(wǎng)。項(xiàng)目的科學(xué)范圍項(xiàng)目分個(gè)階段，包括收集和分析與反應(yīng)堆壓力容器完整性評(píng)價(jià)有關(guān)的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)。階段收集和確認(rèn)來自各國的監(jiān)督以及研究規(guī)劃已有的一反應(yīng)堆壓力容器輻照脆化的監(jiān)督和研究數(shù)據(jù)。主要興趣集中在還未包括在國際原子能機(jī)構(gòu)反應(yīng)堆壓力容器材料數(shù)據(jù)庫的發(fā)電機(jī)組的數(shù)據(jù)和在運(yùn)行核電廠的監(jiān)督管內(nèi)輻照的數(shù)據(jù)。