反應堆壓力容器材料中Ni界面偏析對富Cu溶質團簇演化影響的模擬研究

馮帥帥，萬柳銘a，呂沙沙，陳良，李正操a

（1.清華大學 a.材料學院先進材料教育部重點實驗室 b.工程物理系技術物理研究所，北京 100084；2.北京師范大學 核科學與技術學院射線束技術教育部重點實驗室，北京 100875；3.上海交通大學 材料科學與工程學院，上海 200240）

出于經濟效益和技術可行性的綜合考慮，不少國家和企業致力于延長核電機組的服役壽命。反應堆壓力容器用于裝載支撐堆芯和堆內構件，是防止堆內放射性物質泄漏的第三道屏障。中子輻照會在壓力容器鋼中引起一系列的微結構變化，導致其韌脆轉變溫度DBTT（Ductile-Brittle Transition Temperature）升高，產生輻照脆化效應。由于壓力容器在反應堆服役期間不可更換，其安全工作的年限是影響反應堆壽命的關鍵，因此輻照脆化成為制約反應堆在延壽過程中安全運行的關鍵因素之一。

引起反應堆壓力容器輻照脆化的主要微觀機制包括：溶質團簇、基體損傷（包括點缺陷團簇和位錯環）及雜質元素在位錯和晶界處的偏聚（如磷等脆性元素）。壓力容器鋼中析出的溶質團簇可以阻滯位錯的運動，使得壓力容器鋼發生顯著的硬化和脆化。這些溶質團簇主要包括富銅溶質團簇和富錳鎳溶質團簇。銅在基體α-鐵中的溶解度極低，而傳統壓力容器鋼的含銅量較高，在中子輻照下會因輻照增強擴散，形成大量的富銅溶質團簇。除銅元素外，富銅溶質團簇中還包含鎳、錳、硅等合金元素，具有復雜的組成成分和微觀結構。

目前世界上正在運行的核電機組中，使用了許多20世紀七、八十年代生產的含銅量在0.15%以上的傳統壓力容器，使得富銅溶質團簇在反應堆壓力容器鋼的輻照脆化中占據主導地位。……