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中子輻照。中子引起的輻照脆化是壓力容器的主要危險。

　　由于反應堆壓力容器的強度、溫度等要求，采用的是體心立方晶格鐵素體低合金鋼。厚壁和強中子輻照等條件都是引起輻照脆化的不利因素。反應堆壓力容器材料在高能中子輻照下會引起脆化。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象。

　　早期的反應堆壓力容器由于人們對鋼中雜質(zhì)的影響認識不足，對其雜質(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其較低的無延性轉(zhuǎn)變溫度，俄國和美國進行過壓力容器的退火處理。退火后再運行就有再脆化問題，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。美國核管會導則舊版有公式根據(jù)銅、磷含量和中子注量計算轉(zhuǎn)變溫度偏移的公式和曲線，德國標準則有曲線。

　　近期又發(fā)現(xiàn)鎳的影響，美國核管會導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)驗公式。由于輻照脆化的影響因素至今未被完全認識，因此反應堆壓力容器要設監(jiān)督管，其中放置監(jiān)督試樣，在運行的不同階段抽出檢測，確定輻照脆化程度‘習。

　　國際上對反應堆壓力容器脆化已經(jīng)進行了較多的研究，國際原子能機構有反應堆壓力部件可靠性國際工作組和美國試驗與材料學會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成分相似，對其研究也較多，但對俄國壓力容器鋼則有待開展深人研究。國際原子能機構正開展兩項壓力容器鋼的輻照脆化研究，一項主要研究高鎳含量對輻照脆化的影響，另一項主要研究俄國一壓力容器鋼的輻照脆化和再脆化規(guī)律。

　　我們曾申報這兩項研究合同，獲得一些相關信息，有待開展研究工作。鎳對反應堆壓力容器材料輻照脆化的影響機理背景鎳在反應堆壓力容器鋼中的存在提高了對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理還未很好地被理解。對受輻照的反應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的明顯證據(jù)。在文獻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堆壓力容器完整性評價此時對型壓力容器鋼預計轉(zhuǎn)變溫度的偏移還沒有考慮鎳含量的經(jīng)驗公式。

　　由于轉(zhuǎn)變溫度偏移的預計對反應堆壓力容器完整性評價的重要性，研究高鎳含量焊縫金屬的中子脆化率非常重要。從這項研究所獲得的數(shù)據(jù)庫應當用于導出描述輻照劑量對轉(zhuǎn)變溫度偏移影響的可信賴的一般關系。對轉(zhuǎn)變溫度偏移改進了的預計將提高一側(cè)反應堆壓力容器完整性評價的可靠性。

　　鎳對反應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構“輻照脆化和緩解”的專家會議上討論。會議建議對反應堆壓力容器鋼性能高鎳含量影響的數(shù)據(jù)庫和理解的進一步開發(fā)。研究計劃的目的完成的研究將對于鎳對輻照脆化作用的機理理解有貢獻提供評價和預計含高鎳達的一反應堆壓力容器焊縫金屬輻照老化的可能性提高一反應堆壓力容器完整性評價的可靠性保證一機組安全運轉(zhuǎn)提供與中子注量用一種公認的方法確定的西方國家的鋼的比較。

　　研究計劃的科學范圍用于一的有關材料是焊縫。主要輻照將基于實際和準實際材料的焊接件。此項計劃的主要目標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，建立一個可靠的數(shù)據(jù)庫并導出一個預計確了一發(fā)電機組運行期間轉(zhuǎn)變溫度偏移的經(jīng)驗公式。

　　為此目的應進行下列活動用于研究的合適材料的采購測定接收狀態(tài)材料的力學性能和微觀結構①拉伸試驗②夏比缺口試樣的沖擊試驗③硬度和微觀硬度測量④微觀結構和斷口組織研究。

　　發(fā)電機組在不同中子注量水平下的輻照試樣監(jiān)測輻照的溫度和中子注量名義上的輻照溫度是℃測量輻照狀況下焊縫金屬的力學性能和微觀結構檢查同項測量輻照試樣的中子注量分析從不同國家所獲得的結果導出考慮鎳含量的中子注量對轉(zhuǎn)變溫度偏移影響的關系建議。

　　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估用公認的劑量測定方法。輻照溫度輻照溫度為℃試驗夏比和拉伸試驗。評價堆壓力容器輻照損傷以國際原子能機構的反應堆壓力容器材料數(shù)據(jù)庫評價反應堆壓力容器的輻照損傷。背景俄國現(xiàn)行的反應堆壓力容器輻照脆化評價規(guī)范核電站部件和管道強度計算標準一在大約年以前批準，并且主要是基于從研究堆獲得的實驗數(shù)據(jù)。

　　上述規(guī)范在沒有世紀一年代制作的監(jiān)督試樣結果的情況下已確認。有數(shù)據(jù)表明在試樣輻照時中子注量率通量可能是影響反應堆壓力容器材料輻照脆化的因素。

　　有一些沒有監(jiān)督大綱的勸下反應堆壓力容器，是從運行機組的反應堆壓力容器內(nèi)表面取所謂的“盤試件”。而“盤試件”試驗的結果可以做為反應堆壓力容器輻照脆化評價的參考點。然而，采樣不能對有堆焊層的反應堆壓力容器進行。

　　這意味著對有堆焊層的一反應堆壓力容器的輻照脆化預計只能基于“盤試件”及一料戊一和一監(jiān)督管內(nèi)的輻照材料的監(jiān)督試樣結果的評價，甚至對有監(jiān)督大綱的也沒有使用特定機組的監(jiān)督結果進行反應堆壓力容器完整性評價的標準工序。大多數(shù)老一代的一反應堆壓力容器已經(jīng)退火。這些反應堆環(huán)帶區(qū)焊縫的再脆化動力學還不能很好地了解。

　　至今只有少量的再脆化數(shù)據(jù)。由于這些反應堆的完整性是被主要關注的，對再脆化率和保證電廠安全運行的安全評價的方法有一個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)后反應堆再脆化的導則也是研究計劃的重要部分。至今已經(jīng)從運行型反應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構反應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)督結果的數(shù)據(jù)能大大擴展反應堆壓力容器的數(shù)據(jù)庫并有助于反應堆壓力容器完整性評價。這項研究的主要目的應當是建立由反應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)所擴展的一個完整的一監(jiān)督數(shù)據(jù)庫。

　　反應堆壓力容器材料國際數(shù)據(jù)庫由于它由國際原子能機構的目的和任務導出，所以是一個研究數(shù)據(jù)庫。數(shù)據(jù)庫有份檔案描述材料的生產(chǎn)歷史、在驗收和老化條件下的化學成分和力學性能，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)，能在將來按評價方法、標準和規(guī)范的新發(fā)展進行分析和再分析。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構協(xié)調(diào)研究計劃所獲得的數(shù)據(jù)，并且有從參與的歐共體年計劃項目和經(jīng)濟合作發(fā)展組織項目以及其它的國家研究計劃的貢獻。

　　目前包括了從不同材料獲得的多于個夏比試驗記錄、數(shù)千個斷裂力學和拉伸試驗數(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)定用于輸出的機組。脆化數(shù)據(jù)也有助于理解和修改反應堆壓力容器鋼的一般輻照脆化模型。項目的主要目標項目的主要目標為通過用國際原子能機構數(shù)據(jù)庫收集補充的一反應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)來擴大國際原子能機構的反應堆壓力容器材料數(shù)據(jù)庫制定脆化與材料化學成分和中子注量和可能的中子通量關系的預計公式開發(fā)評價特定材料運行機組監(jiān)督數(shù)據(jù)的方法論開發(fā)用于預計料型運行反應堆壓力容器輻照脆化和再脆化的國際原子能機構的導則。數(shù)據(jù)的收集包括使用標準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)的中子劑量測量的擴大信息包括在用于這個研究大綱的數(shù)據(jù)庫之內(nèi)。階段分析用統(tǒng)一方法測定轉(zhuǎn)變和其它輻照損傷參數(shù)的原始實驗數(shù)據(jù)的數(shù)據(jù)庫。

　　這項分析需要獲得來自不同的國家規(guī)劃的用于制定材料預計公式的數(shù)據(jù)結果的可比較數(shù)據(jù)。階段制定一反應堆壓力容器材料輻照脆化的預計趨勢的公式，它要考慮由來自擴大的國際原子能機構一反應堆壓力容器材料數(shù)據(jù)庫的材料化學成分、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“核電站部件強制計算標準”已有的公式進行比較。階段制定國際原子能機構用于預計運行的一型反應堆壓力容器輻照脆化和再脆化的導則，包括評價和使用來自特定機組的監(jiān)督數(shù)據(jù)。為最終使用者和審管機關組織關于說明和使用導則有關信息的國際原子能機構研討會網(wǎng)。項目的科學范圍項目分個階段，包括收集和分析與反應堆壓力容器完整性評價有關的實驗數(shù)據(jù)。階段收集和確認來自各國的監(jiān)督以及研究規(guī)劃已有的一反應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構反應堆壓力容器材料數(shù)據(jù)庫的發(fā)電機組的數(shù)據(jù)和在運行核電廠的監(jiān)督管內(nèi)輻照的數(shù)據(jù)。