国产 A508-3钢辐照性能
林赟;宁广胜;张长义;佟振峰;杨文
【摘 要】Reactor pressure vessel (RPV ) is the critical un‐changeable component of the reactor during its service lifetime , w hich prevents the radioactive leak of the nuclear power plant core .The irradiation test (about 10 × 1019 cm -2 ,E≥1 MeV) of the pres‐sure vessel material of China A508‐3 steel in research reactor was carried out ,and the mechanics performance tests were carried out after the neutron irradiation ,including tensile property and impact property .The results show that the yield strength increases by 83 ,108 and 52 MPa ,and the tensile strength increases by 58 ,61 and 49 MPa at-100 ,20 and 288 ℃ , respectively . The ductile‐brittle transition temperature T41J increases by 68 ℃ ,and the upper shelf energy decreases by 61 J .Meanwhile ,by compa‐ring the property of un‐irradiated and irradiated material ,after irradiated to the level of 60 a service life ,A508‐3 steel still meets the reactor operation requirement .%反应堆压力容器（RPV ）作为反应堆寿期内不可更换的核心设备，是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508‐3钢，开展了一定剂量水平（约10×1019 cm－2，E≥1 M eV ）的研究堆加速辐照试验，并进行了辐照后力学性能测试分析，包括拉伸性能和冲击性能测试。结果显示，辐照后在－100、20、288℃下，A508‐3钢的屈服强度分别增加了83、108、52 M Pa ，抗拉强度分别增加了58、61、49 M Pa ，韧脆转变温度 T41J增加了68℃，上平台能量降低了61 J。A508‐3钢辐照前后性能测试结果表明，在中子辐照至60 a寿期后，A508‐3钢仍能满足反应堆使用要求。
【期刊名称】《原子能科学技术》 【年(卷),期】2016(050)002 【总页数】4页(P204-207)
【关键词】A508-3钢;中子辐照;辐照脆化 【作 者】林赟;宁广胜;张长义;佟振峰;杨文
【作者单位】中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413 【正文语种】中 文 【中图分类】TL341
反应堆压力容器(RPV)是一种高温高压设备，作为反应堆寿期内不可更换的核心设备，它是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。因为不可更换，RPV的使用寿命决定了核电厂的使用寿命。因而RPV的服役能力直接影响反应堆的经济性和安全性。由于在服役过程中，RPV长期受高温、高压和高能量(E≥1 MeV)中子辐照，其性能不断退化，使得RPV的压力温度运行窗口不断缩小，最终导致堆的关闭停运。 辐照脆化作为RPV的主要老化方式之一，也是RPV安全分析和老化研究的重点问题。因而开展RPV的辐照性能表征方法研究，掌握压力容器辐照后性能变化的测试分析技术，准确、可靠地表征RPV辐照后的性能和评估辐照脆化状态，不仅可确保核电站运行过程中的安全，也可为压力容器的老化和寿命管理提供数据基础和技术保障。在我国积极发展核电的今天，开展压力容器的辐照脆化行为及表征方法
研究有着广泛的需求背景和重要的研究意义[1-3]。
本文针对国产压力容器材料A508-3钢在49-2泳池式实验堆(49-2堆)进行加速辐照老化试验，并对辐照前后的A508-3钢进行力学性能测试，包括拉伸性能测试和冲击性能测试。通过比较A508-3钢辐照前后力学性能的差异，分析评价A508-3钢的抗辐照性能。 1.1 RPV材料
研究中使用的材料为中国第一重型机械集团公司生产的A508-3钢锻件，试验材料进行了模拟焊后热处理工艺：正火((930±10) ℃，5 h，空冷)+回火((670±10) ℃，14 h，空冷)+调质(淬火(0±10) ℃，5 h，水冷+回火(655±10) ℃，10 h，空冷)，其主要元素含量如表1所列。 1.2 辐照及性能测试
辐照装置如图1所示。该装置包含辐照工艺管内部电加热元件、氦气膜、辐照试样等部件。辐照试验通过控制气膜厚度及使用加热元件实现辐照温度的精确控制，辐照温度为(286±6) ℃，温度记录如图2所示。
加速辐照试验在49-2堆H8孔道中进行，中子辐照参数如表2所列。在辐照期间，试样随辐照装置定期旋转1个方位角，以消除试样面对堆芯与背对堆芯注量率差和注量差。经测量该孔道在满功率运行下的中子注量率为8～10×1012 cm-2·s-1，测量不确定度为5%，中子注量达到约10×1019 cm-2，中子注量相当于AP1000反应堆服役60 a。
辐照工艺管中包含冲击试样、拉伸试样以及断裂韧性试样。其中冲击试样为10 mm×10 mm×55 mm的标准Charpy V型槽试样，拉伸试样为φ5 mm×70 mm微小试样，断裂韧性试样为12.5 mm厚的0.5CT试样。拉伸和冲击试样的尺寸如图3所示。 2.1 拉伸性能测试结果
A508-3钢辐照前后拉伸性能测试在SANS电子拉伸试验机上进行，试验机精度等级为0.5级，测试温度分别为-100 ℃、室温(辐照前20 ℃，辐照后16 ℃)、288 ℃，控温精度为±1 ℃，测试过程参考ASTM E8、GB/T 229进行，拉伸速率为0.2 mm/min，应力-应变曲线示于图4。由图4可见，辐照前样品的屈服平台随试验温度的升高逐渐缩短消失，而辐照后屈服平台虽也逐渐缩短，但在288 ℃时仍未消失，说明中子辐照能抑制屈服平台随试验温度的升高而缩短的趋势。辐照前后样品的拉伸性能如表3所列，由于辐照后拉伸试样数量有限，每个温度点仅进行1次拉伸试验，辐照后强度数据未提供偏差。由表3可见，A508-3钢经中子(10×1019 cm-2)辐照后，呈现出一定的辐照硬化效应，在-100 ℃、室温和288 ℃下屈服强度分别增加了83、108、52 MPa，抗拉强度分别增加了58、61、49 MPa。
2.2 冲击性能测试结果
国产A508-3钢辐照前后在T-84型示波冲击机(美国Tinius Olsen试验机公司)上进行冲击性能测试，最大冲击能量为450 J，摆锤速度为5.46 m/s，温控精度最高可达0.5 ℃(室温及以上偏差不大于0.5 ℃，室温以下偏差不大于1 ℃)，测试过程参考ASTM E23进行，利用双曲正切函数，通过式(1)进行冲击曲线拟合： 式中：E为冲击能量；Up为上平台能量；Ul为下平台能量；T为试验温度；a、b为拟合参数。在拟合过程中，超出拟合曲线2σ范围的数据则不再进行拟合。 冲击性能测试结果如图5所示。由图5可知，未辐照A508-3钢的韧脆转变温度约为-52 ℃，在室温下其冲击吸收功高达272 J，断裂方式为韧性断裂，具备良好的冲击韧性。经中子辐照后，A508-3钢出现了明显的脆化，表现为冲击曲线明显右移，室温时冲击吸收功低至47 J，材料的抗冲击能力明显下降，同时韧脆转变温度T41J上升了68 ℃，上平台能量降低了61 J。 2.3 分析与讨论
综合以上测试结果可知，A508-3钢经中子加速辐照至10×1019 cm-2后，性能发生了明显的退化，主要表现为屈服强度及抗拉强度明显增大，上平台能量下降至215 J，韧脆转变温度T41J上升至16 ℃。NRC-10CFR50附录G指出，反应堆压力容器在寿期末时上平台能量不应低于68 J，由冲击试验结果可知，A508-3钢经过中子加速辐照至60 a寿期末，其上平台能量仍远高于标准限值，满足反应堆使用要求。同时NRC-10CFR50附录G还要求，材料的修正参考零塑性转变温度ART应小于93 ℃，其计算公式为。本文中A508-3钢的RTNDT取-20 ℃，ΔRTNDT=30.3 ℃，σ0和σΔ分别为6.0 ℃和9.4 ℃，可得ART=32.6 ℃，小于ART限值，满足使用要求[4-6]。
在49-2堆中完成了A508-3钢的加速辐照试验，并获得了A508-3钢在中子注量10×1019 cm-2(相当于AP1000反应堆压力容器服役60 a)下的力学性能。 1) A508-3钢经中子加速辐照至10×1019 cm-2后，力学性能存在明显的脆化效应。具体表现为辐照后韧脆转变温度T41J增加及上平台能量下降。
2) A508-3钢经中子加速辐照至10×1019 cm-2后，虽然性能发生了明显的退化(上平台能量下降至215 J，转变温度T41J上升至16 ℃)，但仍满足反应堆使用要求(寿期末压力容器材料上平台能量不低于68 J，ART<93 ℃)。
【相关文献】
[1] 刘向阳. 我国核电技术发展现状及存在的问题[J]. 电器工业,2010(6):59-66.
LIU Xiangyang. Current situation and existing problems of nuclear power technology in China[J]. China Electrical Equipment Industry, 2010(6): 59-66(in Chinese). [2] 万强茂. 美国压水堆RPV延寿分析研究及中国RPV延寿之关键问题[J]. 压力容器,2010,27(6):46-51.
WAN Qiangmao. Analysis on life extension of PWR-RPV in USA and key issues on life extension of RPV in China[J]. Pressure Vessel Technology, 2010, 27(6): 46-51(in Chinese). [3] 杨文斗. 反应堆材料学[M]. 北京:原子能出版社,2000:160-175.
[4] U. S. Nuclear Regulatory Commission Regulations: Title 10: Code of federal regulations: Appendix G: Fracture toughness requirements[S]. U.S.: [s. n.], 2014. [5] 杨文斗. 核电厂压力容器安全评估的新方法——主曲线简介[J]. 核安全,2011(2):7-13. YANG Wendou. New method of safety assessment for pressure vessel of nuclear power plant—Brief introduction of master curve approach[J]. Nuclear Safety, 2011(2): 7-13(in Chinese).
[6] ASME. BPVC section Ⅺ: Appendix G: Fracture toughness criteria for protection against failure[S]. U.S.: ASME, 2010.