反应堆材料辐照损伤概述

反应堆材料辐照损伤概述

【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。 【关键字】辐照损伤 燃料芯块 包壳 压力容器 材料

一、引言

随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。

关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。

二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤

1.燃料芯块的结构与辐照损伤

水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。

燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。

2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化 燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。而电子过程主要产生电离效应，其主要产物是电子-离子对。

燃料芯块在辐照过程中，将产生能量很高的裂变碎片，造成严重的辐照损伤，并伴有大量的原子重新分布，尤其是裂变产物中的氙和氪，产额高，又不溶于固体，在辐照缺陷的协同作用下形成气泡，造成肿胀。另外，固体裂变产物具有很强侵蚀作用，将使芯块发生应力腐蚀而开裂。

3.燃料芯块辐照损伤机理和宏观性能变化 （1）辐照肿胀

辐照会引起体膨胀，称辐照肿胀。燃料芯块中所使用的重要金属铀，其单晶体会显示出特殊的辐照生长现象。在辐照过程中，铀的晶体线度发生异常变化。引起燃料辐照肿胀的根本原因是裂变产物的积累。发生肿胀一方面是由于铀原子的固体裂变产物以金属、氧化物、盐类等形态与燃料相形成固溶体或作为夹杂物存在于燃料相中，裂变产物的总体积超过了裂变前裂变原子所占的体积（一般在2-3%），另一方面是由于在金属中形成了大量的裂变气泡

（或气孔），气体肿胀可能达百分之几十，甚至几百。裂变气体原子不溶于燃料相，当裂变密度较低时，裂变气体原子作为间隙原子存在于燃料晶格间隙中或被各种天然缺陷和辐照缺陷捕获。随着裂变密度增加，裂变气体原子通过热运动而迁移，通过相互碰撞，被点缺陷、位错、晶界和空洞等捕获形成气泡核，气泡核不断吸收游离气体原子而长大。当裂变密度较高时，燃料相的亚晶化过程产生大尺寸气泡，气泡密度随气泡增大而降低，气泡密度亦与燃料相的物理条件和外界约束有关。气体裂变产物引起的辐照肿胀量较大，它在燃料相中的行为是决定辐照肿胀随燃耗变化的主要因素。影响燃料肿胀大小的因素有铀的组织，杂质含量，燃耗速率和深度，应力状态，热振，辐照过程中组织变化（相变、结晶等）。

燃料芯块的辐照肿胀会引起燃料元件的尺寸不稳定。尺寸的变化可能堵塞水流，引起燃料元件的过热和损伤，还可能破坏燃料元件的包壳，将沾污冷却剂。辐照肿胀还会导致燃料元件的传热性能下降，使堆芯的热量无法有效地导出，可能造成堆芯的熔化。

（2）辐照硬化和辐照脆化 当燃料芯块进行辐照时，在材料中引入了大量的缺陷或尺寸很小的缺陷团，阻碍了位错的运动，起到了硬化作用，称为辐照硬化。

辐照硬化归因于辐照而产生了种种缺陷。材料受中子辐照产生的缺陷包括：点缺陷（空位和间隙原子），杂质缺陷（以原子态弥散的核反应产物），小的空位团（贫原子区），位错环（层错的或非层错的，空位或间隙型），层错四面体，位错线（和原有位错网已经联在一起的非层错环），洞（空洞及氦泡）等。辐照可以以两种不同的方式使含铀芯块硬化。一是辐照能启动一个位错使其在滑移面上行动所需要的应力增加，造成位错启动阻力；另一个是一旦运动起来，位错还可能被接近或处在滑移面上原来就有的或者辐照产生的障碍物所阻滞。

辐照硬化的程度与辐照剂量有关，一般情况下辐照剂量越大，辐照硬化程度越高。辐照硬化使材料的强度升高、塑韧性下降，对反应堆部件的安全使用带来了威胁。

燃料芯块中生成的裂变气体在热力学上是不溶于芯块的，如果温度高到气体原子可以迁移的温度，它们就要析出来形成气泡。如果基体中形成了气泡，它们能像空洞一样对辐照硬化作出贡献。大多数工作者都认为，晶界上的气泡因应力诱发而长，气泡联接起来造成晶间断裂，引起燃料芯块的辐照脆化。

辐照脆化与辐照剂量有关，还与材料中杂质的含量也有着密切的关系。辐照脆化容易引起材料的脆性断裂，严重影响反应堆运行安全。

三、锆合金包壳的辐照损伤

锆合金因其热中子吸收截面小、良好的机械性能和耐高温、耐高压高纯水腐蚀性能，在核反应堆中得以广泛的应用，主要用作燃料元件的包壳材料、结构材料、核燃料芯体组分、慢化材料及控制材料组分等。由于锆合金的耐腐蚀性能对核反应堆安全运行至关重要，世界主要核电国家一直重视对锆合金辐照损伤的研究。大量事实表明：辐照可使锆合金的腐蚀速率比

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未受辐照的锆合金高出2倍～4倍，在高中子通量的工况条件（4×10cms，能量大于1MeV）下，其腐蚀速率可增加10倍。与此同时，为了进一步提高核反应堆的效率，人们提出了深燃耗的概念，这势必会导致中子辐照剂量加大、工作温度提高等一系列变化，从而将大大增加腐蚀速率。因此，加强锆合金电化学性能的辐照损伤研究，深入了解锆合金在辐照条件下的腐蚀行为、机理和结构变化，建立研究辐照损伤下锆合金电化学性能的基本方法，并探索改善堆用锆合金耐蚀性能的新的思路，具有重要的理论价值和应用前景。

1.堆内辐照对锆合金电化学性能的影响 （1）辐照对锆合金电化学性能影响的概况

包壳材料处于恶劣的工作环境，壳内是核燃料，壳外是快速流动的高温高压水，同时包壳材料还承受着强烈的辐照作用。研究结果表明，在一定环境下的辐照增强了腐蚀，堆内腐

蚀增重与无辐照条件而其他条件相同的腐蚀增重之比（增强因子）为2~3。

1977年发生在美国三里岛和1986年发生在前苏联切尔诺贝利的核泄露事件，大力地推动了辐照对堆用锆合金电化学性能影响的的研究。Satoru Ozaki，Peter Rudling等进一步探讨了辐照损伤效果，并建立模型来解释压水堆（BWR）中锆合金的均匀腐蚀、疖状腐蚀和氢化行为。堆用锆合金的辐照损伤研究一直是该领域的主要前沿课题之一。

（2）辐照损伤的机理

堆内辐照主要是裂变碎片(作用于包壳内侧)和中子，α，β，γ射线（作用于包壳水侧或整个包壳)，对于水侧腐蚀而言，最重要的是快中子辐照，因为快中子具有足够高的能量和质量，可以直接与材料点阵发生碰撞，产生大量的离位级联和热峰效应，包壳水侧的辐照损伤和缺陷主要来自这一过程，从而导致材料的结构、性能发生变化。对电子辐照而言，由于初级离位原子获得的能量不足以引起其它原子的离位，因此只能形成单一的缺陷，原子的离位主要是与电子弹性碰撞引起的。对γ射线辐照而言，如果γ量子的能量E>1MeV，则能量可按康普顿散射机理传递给电子，若康普顿电子的能量足够大，以至于使传给介质原子的能量大于原子离位能时，则这种电子将引起原子离位。此外，热中子能量太小，对腐蚀不产生直接的影响。β，γ辐照虽然可导致水的辐照分解，但对堆内辐照增强腐蚀的影响远没有

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快中子大。实验进一步表明，在低快中子流(2×10n／cm．s)下，腐蚀速度仍非常高(实验

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中快中子流为2×10n／cm．s～3×10n／cm．s)。因此，在低中子流下快中子流的作用

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已经饱和了。在快中子流下即从2×10n／cm．s增加到3×10n／cm．s，而引起的增强腐蚀应归因于低能中子或γ辐照作用。

在核反应堆中，引发辐照损伤的因素除了堆内辐照源的种类及其参数外，介质水的化学性质与温度也是其中的主要因素。上述因素综合作用，共同加速了堆用锆合金的辐照损伤。

2.中子辐照对锆合金微观结构的影响

Zr-2和Zr-4合金常被用作水冷堆中燃料元件的包壳材料。在Zr-2中，合金元素主要以密排六方(hcp)结构的Zr(Fe，Cr)2和体心四方(bct)结构的Zr2 (Fe，Ni) 2种中间相的形式存在，而在Zr-4中只有hcp结构的Zr(Fe，Cr)21种中间相。大量实验表明，中子辐照对锆合金微观结构的影响主要表现在2个方面，即缺陷的形成和中间相的溶解。

中子辐照尤其是快中子辐照，导致氧化膜和金属基体内产生众多的原子移位，形成大量的缺陷，包括点缺陷、位错和空洞等。其中最简单且浓度最大的是Frankel缺陷对。这些缺

2-陷势必对O离子的迁移产生影响。此外，由于金属锆氧化后体积增大，氧化膜处于压应力状态，引起位错密度的增加；中子辐照下，水将分解生成H2，H2在氧化膜内聚集使之脆化；中子辐照还导致金属基体的脆化和蠕变，直接改变氧化膜的应力状态，甚至引起氧化膜的开裂和脱落。

中子辐照作用下，锆合金中间相的形貌、成分和结构都发生了变化。Gilbert等人首先发现，中子辐照时锆合金中间相出现非晶转化；并观察到Fe，Cr原子在非晶区的贫化现象。非晶转变是由缺陷产生速率与复合速率共同决定的。当单位时间内级联碰撞产生的缺陷数目大于由热回复而导致的缺陷减少的数目时，缺陷有净积累，自由能升高，中间相无序程度增加，最终形成非晶，否则，非晶无法形成。在中间相边缘由于邻近基体中合金元素的含量极低，溅射和辐照增强扩散共同导致合金元素在中间相周边首先发生贫化；随着中子辐照剂量的增加，中间相的内部也逐步发生合金元素的贫化现象，非晶转变向芯部扩展。中子辐照还导致了中间相的粗化和溶解。中子辐照的溅射效应使得合金元素在中间相附近富集，引起中间相的粗化；辐照增强扩散导致合金元素在锆合金中趋于均匀化，即合金元素的溶解。

3.中子辐照对锆合金氧化性能的影响

关于锆合金氧化膜组织结构、氧化性能的研究，一直是核材料领域的重要课题。中子辐照对锆合金氧化性能的影响，主要表现为2个方面：缺陷的影响与合金元素分布的影响。中

子辐照产生大量的缺陷，这些缺陷有助于O离子的迁移，但缺陷对锆合金氧化性能的影响程度与工作温度紧密相关。在高温区，由于热激发产生的缺陷远大于辐照产生的缺陷浓度，因此，辐照对氧化速率的影响很小；在中温区，辐照产生的缺陷浓度也远大于热激发产生的缺陷浓度，且由于温度较高，缺陷的迁移性较好，氧化速率明显高于无辐照条件下的氧化速率，形成典型的辐照增强腐蚀；在低温区，辐照产生的缺陷浓度同样远大于热激发产生的缺陷浓度，但由于温度太低，缺陷的迁移性差，氧化速率无显著变化，对腐蚀过程的影响较小。目前水冷堆包壳材料的工作温度处于中温区，因此，中子辐照较大程度地增强了均匀腐蚀速率。

Rudling等曾怀疑锆合金中间相的大小和分布对锆合金的疖状腐蚀有决定性的影响。Ogata等人否定了这种观点，认为抗疖状腐蚀性能与中间相的大小和分布没有直接关系。Etoh则通过实验，发现了中子辐照作用下Zr-2氧化增重与快中子注量之间的关系：随着快中子辐照剂量的增加，氧化增重减少。结合中子辐照对锆合金元素成分分布的影响，可以推出：合金元素溶入基体而导致成分均匀化是提高锆合金抗疖状腐蚀的根本原因。这一推论与Ogata后来的实验结论是相符的。

4.燃料元件辐照后破坏性检验 为验证燃料组件的有关设计、制造工艺和元件在堆内的运行参数的合理性，需要进行辐照后检验。破坏性检验和无损检验是辐照后检验的重要组成部分，它对燃料芯块、包壳和堆内结构部件在辐照下，尤其是高燃耗下的行为的深入了解是必不可少的。

包容燃料芯体和裂变产物的元件包壳是反应堆中工况最苛刻的重要部件，它面临核燃料，承受着高温、高压和强烈的中子辐照，同时包壳内壁受到裂变气体压力、腐蚀、燃料肿胀及吸氢致脆和包壳与芯块的相互作用等危害；包壳外壁受到冷却剂压力、冲刷、振动、腐蚀以及氢脆等威胁。元件包壳壁很薄，一旦破损，整个回路将被裂变产物污染。因此，必须保证服役时包壳的各项性能可靠。

（1）拉伸试验

拉伸试验主要是测量辐照后的包壳管的力学参数屈服强度σ0.2，抗拉强度 σb，延伸率δ，且与辐照前进行比较。

首先从辐照后的组件中抽出元件棒，在热室中将元件棒切出一段，用作拉伸试验。去掉芯块后两端加上端塞，即成为拉伸试样。拉伸试验是在热室中的拉力试验机上遥控进行的。操作时必须进行保温，并且拉伸试验时的应变速率有一定的要求。试验结果总体上为，包壳辐照后，强度均有明显升高，塑性下降。 （2）爆破试验

包壳管爆破试验是在包壳管内部施加压力而使包壳管失效的试验。与拉伸试验相比，它模拟了燃料芯块与包壳间的瞬时相互作用，所以，更接近材料服役时的实际情况。试验前去除包壳中的燃料芯块，目的是防止在试验时污染热室和热室内的设备。从去除燃料芯块的包壳管上切取一段样品，并在两端加上密封端塞。试验时给样品加热直至要求温度，然后从样品内部进行加压直到失效。加压一般用液压法，也可用合适的气体。从试验过程中绘制的应力-应变曲线可得到屈服强度、抗拉强度、均匀延伸率和总延伸率。 （3）蠕变试验

蠕变试验需要较长的时间，它可以在拉伸试验机或专门设计的蠕变试验机上进行。与拉伸试验和爆破试验相比，蠕变试验更符合包壳管在反应堆正常运行期间的服役情况。曾经有人用爆破试验设备进行蠕变和应力驰豫试验。前者所加的应力是恒定的，而后者随着包壳管的伸长应力减弱。

大量试验表明，中子辐照对锆合金包壳管的蠕变性能影响很大。可使蠕变速率明显增加，甚至高达一个量级。所研究的新型锆合金都应具备更高要求的抗蠕变性能。

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这些方法与无损检验是搜集燃料、包壳和结构部件在辐照下运行数据的基本手段。但要得到燃料辐照后物理性能、裂变元素组成等，需要进一步的检验方法。

四、反应堆压力容器材料辐照损伤

1.影响反应堆压力容器材料辐照脆化的因素

目前核电厂反应堆压力容器材料选用的Mn-Ni-Mo铁素体低合金钢，主要有满足 ASMESA-508 标准要求的SA508 Gr.3合金钢和满足RCC-M M2111标准要求的16MND5合金钢。根据压力容器的服役环境，此类型合金钢具有足够的强度和断裂韧性，良好的焊接性能以及大锻件的组织均匀性，且具有优良的抗中子辐照脆化性能。

压力容器材料的辐照损伤主要机理是: 高能粒子和金属的点阵原子发生一系列碰撞，从而在金属内部产生大量的点缺陷，点缺陷的存在同时将影响晶体中位错的运动，这会使金属发生硬化，表现为屈服强度提高，也会导致体心立方金属韧性－脆性转变温度上升，使材料经长期辐照后在其使用温度下变为脆性材料，即引起材料的辐照硬化和辐照脆化。因此反应堆压力容器材料的中子辐照损伤主要表现为韧脆性转变温度升高、屈服强度增大和断裂韧性值降低等，脆化影响因素主要包括: 中子能谱、快中子注量、材料成分、辐照温度和微观结构特性等。

（1）材料成分因素:

压力容器低合金钢中的各合金元素或大或小都有增大钢的辐照脆化趋势，但合金元素是细化晶粒、提高淬透性和减小回火脆性以及保证综合性能所必需的，即不可缺少的，因此有必要研究主要影响元素的作用机理，以得到各自的含量限值。如镍元素，铜元素，磷、硫元素，钒元素。

（2）快中子注量

快中子(E＞1MeV)注量是影响材料辐照脆化的一个重要因素，随着中子注量增加，更多的晶格原子受中子撞击，产生点缺陷的数量随之增多，使得脆化效应增大。这种效应一般在

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3×10 n/cm之后逐渐趋于饱和，表现为相应曲线的平台产生。

（3）辐照温度

辐照效应随温度的变化一般是相反的关系，即温度愈高，辐照效应愈小。主要原因是温度的提高，有利于间隙原子与空位的结合，从而减少点缺陷的数量。核反应堆压力容器的寿期末退火法恢复韧性即利用加热到高于辐照温度时，辐照缺陷将会部分消失，使辐照效应得到一定恢复。

（4）微观结构特性

金属的晶粒尺寸和金相组织等微观结构特性，会影响材料受辐照脆化效应的大小。一般来说组织细小的材料其辐照敏感性相应较小。综合几方面因素可以看出，在除了从结构设计上尽量降低反应堆压力容器承受的快中子注量外，重点要考虑控制材料的化学成分以使得材料具有足够高的韧性储备及低的快中子辐照脆化敏感性。

2.减小辐照效应的措施

（1）化学成分控制和加工方面

钢的辐照效应是由于快中子使晶格原子离位，产生许多点缺陷及其聚集而成的缺陷团造 成的。这些缺陷团无序的分布在晶体中可能部分与辐照敏感元素结合形成复合的复杂缺陷，它们产生应变能.使位错启动和运动受阻，从而引起硬化、强化和脆化。电子显微分析发现，辐照可以加速有害元素的扩散，及与点缺陷的复合，形成富Cu沉淀、P偏析以及形成稳定的集体缺陷团，这些缺陷与辐照硬化和脆化有密切的关系。

经过对KPv辐照效应研究.需严格控制材料的冶炼和加工过程.才能达到在提高韧性的时减小辐照脆化效应的目的：

①冶炼时严格控制原料中有害杂质和辐照敏感元素（P，Cu）的含量，是减少辐照脆化的主要途径。因此，应选择低磷、低铜和杂质元素含量少的优质精料来制备反应堆的KPV。 ②真空除气要充分，尽量减少气体，尤其是O和N，以便减少非金属夹杂物，提高钢的纯净度，但要注意AI/ N比，最好在1. 2~1. 8之间。

③尽量降低Cu的含量，以减小Cu-Ni，Cu-P的交互辐照脆化。若降低Cu实在有困难，降低P含量，使其控制在0. 005%以下，同时，可适当放宽Cu的含量，但不宜超过0. 06%。 ④尽量减少钢中的非合金化元素，尤其是硅。 ⑤在满足韧性要求下，Ni含量不宜过高，取中上限为宜；在满足强度要求下，C取中限较好。若为了改善钢的韧性而需要提高Ni含量的时候，应该尽量降低Cu、P含量。

⑥选择合适的锻压比，锻压后的组织最好是等轴晶，晶粒越细越好，奥氏体化温度不宜过高，热处理组织最好是细晶粒下贝氏体。

（2）辐照后退火

RPV钢的辐照脆化比较明显，但若加热到高于辐照温度时，内部缺陷将会重新排列，使部分或者全部辐照缺陷消除，从而使脆化效应得到一些恢复。但是，恢复效应并非仅在辐照后退火时才有，实际是同时发生的，即辐照脆化是损伤与退火一者平衡的结果。 由于核电站设计温度高于运行温度，如能实现高工况现场退火，将会有很大的工程价值，对确保反应堆安全、延长使用寿命等有实用意义。因此国外对辐照后退火进行了大量研究，得出以下结论:

①辐照敏感的钢比不敏感的钢容易退火，因为后者辐照缺陷的稳定性比较高； ②高温辐照缺陷的退火比低温辐照恢复效应慢；

③退火温度高，恢复效果好；退火时间越长，恢复效应越明显；

④循环进行辐照和退火，其结果和单次辐照退火相似。

五、总结

反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的材料辐照损伤问题直接关系到反应堆运行的稳定安全，通过对燃料芯块辐照损伤机理，反应堆包壳辐照损伤的机理，压力容器辐照损伤因素及减小辐照效应的措施的分析，更深入了解材料安全问题的重要性，在未来的反应堆建设建造过程中需要着重考虑。

参考文献：

【1】刘晓，卢铁城，钱达志.燃料元件的辐照特性.第二届全国核技术及应用研究学术研讨会.2009.05.18；

【2】邢忠虎，应诗浩.U3Si2-Al弥散型燃料的辐照肿胀研究.原子能科学与技术 .2001，35（1）：15-19；

【3】陈小文,白新德,薛祥义.辐照损伤对锆合金电化学性能的影响[J].稀有金属材料与工程,2003,32(5):321-325；

【4】张平.燃料元件辐照后破坏性检验[J].原子能科学技术,2005,39(B07):113-116； 【5】 孙海涛.压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督[J].核安全.2010.3:17-21； 【6】王英杰，赵宇强.影响反应堆压力容器钢辐照脆性的因素及控制措施[J].核科学与工程.2011.04:327-344

①冶炼时严格控制原料中有害杂质和辐照敏感元素（P，Cu）的含量，是减少辐照脆化的主要途径。因此，应选择低磷、低铜和杂质元素含量少的优质精料来制备反应堆的KPV。 ②真空除气要充分，尽量减少气体，尤其是O和N，以便减少非金属夹杂物，提高钢的纯净度，但要注意AI/ N比，最好在1. 2~1. 8之间。

③尽量降低Cu的含量，以减小Cu-Ni，Cu-P的交互辐照脆化。若降低Cu实在有困难，降低P含量，使其控制在0. 005%以下，同时，可适当放宽Cu的含量，但不宜超过0. 06%。 ④尽量减少钢中的非合金化元素，尤其是硅。 ⑤在满足韧性要求下，Ni含量不宜过高，取中上限为宜；在满足强度要求下，C取中限较好。若为了改善钢的韧性而需要提高Ni含量的时候，应该尽量降低Cu、P含量。

⑥选择合适的锻压比，锻压后的组织最好是等轴晶，晶粒越细越好，奥氏体化温度不宜过高，热处理组织最好是细晶粒下贝氏体。

（2）辐照后退火

RPV钢的辐照脆化比较明显，但若加热到高于辐照温度时，内部缺陷将会重新排列，使部分或者全部辐照缺陷消除，从而使脆化效应得到一些恢复。但是，恢复效应并非仅在辐照后退火时才有，实际是同时发生的，即辐照脆化是损伤与退火一者平衡的结果。 由于核电站设计温度高于运行温度，如能实现高工况现场退火，将会有很大的工程价值，对确保反应堆安全、延长使用寿命等有实用意义。因此国外对辐照后退火进行了大量研究，得出以下结论:

①辐照敏感的钢比不敏感的钢容易退火，因为后者辐照缺陷的稳定性比较高； ②高温辐照缺陷的退火比低温辐照恢复效应慢；

③退火温度高，恢复效果好；退火时间越长，恢复效应越明显；

④循环进行辐照和退火，其结果和单次辐照退火相似。

五、总结

反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的材料辐照损伤问题直接关系到反应堆运行的稳定安全，通过对燃料芯块辐照损伤机理，反应堆包壳辐照损伤的机理，压力容器辐照损伤因素及减小辐照效应的措施的分析，更深入了解材料安全问题的重要性，在未来的反应堆建设建造过程中需要着重考虑。

参考文献：

【1】刘晓，卢铁城，钱达志.燃料元件的辐照特性.第二届全国核技术及应用研究学术研讨会.2009.05.18；

【2】邢忠虎，应诗浩.U3Si2-Al弥散型燃料的辐照肿胀研究.原子能科学与技术 .2001，35（1）：15-19；

【3】陈小文,白新德,薛祥义.辐照损伤对锆合金电化学性能的影响[J].稀有金属材料与工程,2003,32(5):321-325；

【4】张平.燃料元件辐照后破坏性检验[J].原子能科学技术,2005,39(B07):113-116； 【5】 孙海涛.压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督[J].核安全.2010.3:17-21； 【6】王英杰，赵宇强.影响反应堆压力容器钢辐照脆性的因素及控制措施[J].核科学与工程.2011.04:327-344

本文来源：https://www.bwwdw.com/article/3i46.html