小沖桿試驗測定重離子輻照A508-3鋼的硬化和脆化

張憲龍，呂康源，丁兆楠，陳宇光，楊義濤，張崇宏，劉向兵，薛飛

（1.中國科學院近代物理研究所，蘭州 730000；2.蘇州熱工研究院有限公司 壽命管理技術研發中心，江蘇 蘇州 215004）

目前，我國在役的核電站主要為壓水堆，壓水堆的安全性主要取決于三層防護：核燃料的包殼管、反應堆壓力容器（RPV）以及最外層的混凝土安全殼。其中，RPV是反應堆中工作環境最嚴苛的部件，除了支撐推芯、承受內壓力以外，還需要長期在服役期間處于高溫和中子輻照環境中。RPV作為整個反應堆中最大的且無法更換的部件，其安全工作年限決定了整個核電站的壽命。RPV的設計壽命通常為40 a，在此期間，RPV還應具備抵御突發性災害事故的能力。為了追求更大的經濟效益，反應堆的使用壽命將會被延長到60~80 a，反應堆的延壽取決于服役RPV材料力學性能的退化程度。因此，核電反應堆無論是從安全運行還是延壽方面，深入了解RPV材料在服役條件下力學性能的退化都至關重要。在整個服役期間，RPV鋼在290 ℃左右的高溫和中子輻照（>1 MeV）的工作條件下，累積的中子輻照通量約為10~10n/cm。RPV鋼內部形成許多點缺陷、缺陷團簇、位錯環、微空洞等，宏觀表現為材料的硬化和脆化。

測量RPV鋼在輻照過程中力學性能的變化是認識材料輻照損傷行為的基本問題之一。為了獲得更多輻照后樣品的力學性能數據，需要在實際反應堆中子輻照環境中進行各種工況下的實驗。然而，中子輻照設施（包括實驗快堆和基于加速器的高能中子源）極其稀少，且價格昂貴。離……