反应堆压力容器钢的辐照脆化预测模型研究

王荣山，徐超亮，*，黄 平，刘向兵，任 爱，陈 骏，李承亮

(1.苏州热工研究院有限公司，江苏 苏州 215004；2.深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518124)

反应堆压力容器(RPV)具有密封放射性、防止裂变产物逸出的功能，是压水堆核电站寿期内不可更换的大型部件，直接影响核电站的安全性与经济性。RPV在服役期间受快中子(E>1 MeV)辐照的影响，将引起RPV钢的微观结构改变，最终导致RPV钢的辐照脆化。辐照脆化将导致在役RPV钢的低应力破断，直接威胁核电站安全运营。

虽然采用辐照监督试样进行冲击实验可直接得到RPV钢的ΔRTNDT(参考零塑性转变温度增量)，但无法连续评定RPV钢的辐照脆化程度，也无法对辐照脆化趋势进行预测。因此，在已有商用堆与试验堆辐照监督数据和辐照损伤机理研究的基础上，发展RPV钢ΔRTNDT的预测模型有现实的工程应用需求。而目前还没有针对国产RPV钢的辐照脆化预测模型，在评估RPV钢辐照脆化状态时，仍处于借鉴国外预测模型的阶段。

目前，国际上有多种模型用来预测RPV钢ΔRTNDT随中子注量的变化。国外预测模型主要是基于早期核电站RPV钢的辐照监督数据拟合获得，其中包括大量高Cu RPV钢的数据，所以这些模型不能满足我国在建核电站国产低Cu RPV钢的辐照脆化预测评估。早期辐照监督数据对应的核电站运行时间相对较短，注量范围较小，而随着核电技术的进一步发展，核电站长寿期安全运行成为核电站运行的新要求。我国核电站也在往长寿期安全运行发展，因此注量必然随运行时间的增加而升高，超过早期预测模型的适用范围，这使得早期预测模型的使用受到限制。因……