影响反应堆压力容器钢辐照脆性的因素及控制措施

王英杰，赵宇强

（1．国核工程有限公司，上海200233；2．山东核电有限公司，山东海阳265116）

反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel，简称RPV）是放置核反应堆堆芯并承受巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。在压水反应堆核电站中，在RPV内部放置堆芯、堆芯支承结构、控制棒及直接与堆芯连接的其他部件等，它与一体化堆顶结构、反应堆冷却剂管道相连，并且与置于安全壳内混凝土结构上的压力容器支承相接触。是一个庞大的、不可更换的密封壳体，是防止放射性物质泄漏的第二道安全屏障的一部分。因此，RPV用钢的选择是关系到反应堆安全和寿命的重要部件。

由于压水堆的RPV长期工作在高温（约为350℃）高压（约为17MPa）下运行，并承受中子和γ射线辐照，材料应具有合适的强度、韧性及尽可能低的脆性转变温度TNDT；在反应堆辐照条件下应具有良好的抗辐照脆化敏感性，具有良好的可焊接性和冷热加工性；在工作温度下具有最大的组织稳定性，足够的大截面淬透性和厚断面组织性能均匀性；合理的经济性。

本文从以下几个方面分析影响RPV辐照性能的因素及其控制措施。

1 合金元素对RPV辐照性能的影响

合金元素是保证钢材的淬透性、塑韧性、可焊性和高低温强度的基础，对辐照性能的影响和改进也有重要的作用。

1．1 Mn和Ni的影响

Ni和Mn元素的作用都是扩大压力容器钢的γ相、细化晶粒、球化碳化物、提高淬透性以及保证其综合性能，它们都有增大辐照脆化的趋势。但是，钢中加入一定量的Mn后，并保持足够高的Mn／S比，以去掉基体中S的有害作用，起到强化基体的作用外，对减少压力容器钢的辐照脆化是有利的。

目前应用比较广泛RPV用钢为SA508，1级、1A级和2级的SA508钢含Mn为0．4%～1．05%，3级的SA508钢在2级的基础上增加至1．2%～1．5%［1］。

Ni是RPV中主要的合金元素，具有一定的抗腐蚀能力，又能提高钢的淬透性和改善低温冲击韧性。但在热环境中Ni和S容易化合，在晶界上形成低熔点的NiS网状组织而产生热脆。有关数据指出，含Ni量在0．7%～1．5%之间时为中等程度脆化，最大脆化温度在1．5%～2．0%之间。当Ni的含量在3．8%～8．5%之间时，则增加Ni含量即降低转折温度，而辐照后ΔNDT的增加与含Ni量无关［2－3］。ASME规范对广泛应用的RPV用钢SA508中Ni含量为0．4%～1．00%，实际生产中控制在0．85%左右。

1．2 Cr和Mo的影响

Cr和Mo能提高淬透性，降低钢的零塑性转变温度。经辐照后，固溶在Fe基体晶格内的Cr原子可以捕获自由的C原子和N原子，减少间隙元素C、N、O对辐照的影响，因此Cr被认为是消除间隙原子对辐照效应的“清洁剂”。

Mo与Cr相似，能提高淬透性、耐热性、减少回火脆性，能明显抑制辐照硬化。但是，Mo为扩大α相元素［4］，Mo的加入提升了钢的AC3温度，从而使钢的奥氏体化温度升高，辐照后的ΔNDT值比含有Ni和Mn钢的ΔNDT小，减小了辐照硬化效应。

研究表明，Mo含量过高时将在回火过程中析出Mo2C，致使基体中Mo含量降低，而基体中的Mo有抑制P、S、As等杂质原子偏聚的作用［5］。所以，在实际生产中把Mo控制在0．5%左右。

1．3 Nb和V的影响

在RPV钢中添加少量的Nb和V元素对细化晶粒，提高钢的热强性，保证钢的厚截面韧性、强度及均匀性都有较大的作用。

Nb对辐照有利，但V是对辐照有害的元素。这与V的二次硬化有关，即除了辐照硬化外，还有辐照时V的碳化物析出引起的硬化。但由于V对焊接性能和防止晶粒长大有利，故需要加V。SA508钢中以前规定加0．08%V，而实际使用中发现V使焊接开裂的敏感性增加，容易引起焊接热影响区脆化，增加了钢的“再热裂纹”的敏感性［6］。为了寻求既对辐照无害又对钢的韧性有利的V含量，国外通过各种V含量钢的辐照试验研究指出，现在广泛应用于RPV钢的SA508－Ⅲ中规定V的含量在0．05%以下。至于微量Nb的作用，一方面细化晶粒，提高钢的屈服强度，辐照试验表明，它能减少辐照脆化效应。［6］

1．4 C的影响

标准钢中，C的含量是保证钢的强度满足规范要求的主要元素。C含量低，钢的强度可能满足不了要求；C的含量高会降低钢的可焊性，同时会提高辐照脆化性。因此，最好把C控制在0．18%～0．20%的范围内。

2 钢中杂质元素对辐照性能的影响

钢中的杂质元素对钢的冷态性能是不利的，因此，在RPV钢中要尽可能地控制杂质含量。

2．1 Co的影响

Co受中子辐照后生成放射性的核素60Co，60Co的半衰期约为5．3a，衰变后又会反应生成60Ni，并放射出对人体严重损害的γ射线，其反应式如下：

大量γ射线的产生使得反应堆的维修工作无法进行，或受到严重妨碍，因此必须给予限制，西德和捷克对Co控制在0．01%以下，其他国家限制在0．02%以下。

2．2 B的含量

B有两种同位素，10B和11B，10B的中子吸收截面为755bar，含B钢在150℃的辐照脆化大大加剧，受到中子辐照后的反应为＋这对材料的核性能是有害的。在250℃辐照后，含B钢和不含B钢没有明显的差别，但作为RPV用钢还是不希望含B［3］。从化学成分上分析，不含B的规定是不科学的，ASTM E350－95中规定B的含量为0．000 5%～0．02%。

2．3 Si的影响

RPV钢的Si含量并不是有意添加的元素，而是在冶炼过程中，从废钢和生铁原料里带来的。硅有稳定辐照缺陷的作用，随着辐照温度升高，点缺陷的自愈能力增强，辐照效应随之减小，但Si含量过高对辐照有害，因此在可能情况下，硅含量不宜偏高，最好低于0．35%。

2．4 P、S的影响

P、S不仅对钢的塑性危害很大，而且有加速辐照脆化的倾向。S易与钢中的Mn、Fe反应生成熔点较低的MnS、FeS，降低了钢的最大冲击功，增加了钢的脆性。而含P钢受辐照后出现了P、Ni、Mn的大量富集，含量分别为基体含量的12．5倍、2．2倍和1．6倍。P原子扩散到晶界引起偏析，使晶界表面能减低，因而导致ΔNDT增大，同时，弥散的P能捕集辐照缺陷，形成稳定的缺陷杂质团，因而对辐照影响较大。

2．5 Cu的影响

钢中Cu含量对辐照的影响，逐渐引起人们的注意。不少试验证实，Cu与Ni、P的交互作用是影响钢的辐照性能的最不利因素。当钢中含有Cu或Cu含量较高时，Ni对辐照脆化的促进作用比较大，但当它们之间成分匹配得当，可以明显减小辐照效应。由图1可以看出，当Ni含量不变时，Cu含量越高，辐照效应愈大，反之亦然。二者同时增加，脆化效应上升更快，尤其当Ni＞1．2%时，ΔT增高更明显［7］。可见，Ni和Cu之间有相互增大辐照效应的趋势，因为Ni有促进Cu沉淀的作用。合理的成分匹配是Ni含量不宜过高，Cu含量应尽量低。

当Cu＜0．1%时，P对辐照很敏感，每增加0．01%P，ΔNDT升高23～28℃；随着Cu含量的升高，P的辐照敏感性明显降低，每增加0．01%P，ΔNDT升高量约为8℃。这主要是因为，当Cu含量降低时，聚集成几个纳米大小的P原子群和磷化物沉淀比较多；而当Cu含量增加时，P被冻结在富Cu的沉淀中，产生铜磷化物，P的单独作用被降低了［7－8］。同时，Cu对焊接钢中的母材、焊缝及热影响区都有不利的影响，对辐照脆化的影响更大。我国核电站用钢要求，Cu＜0．10%。

图1 不同Cu含量范围的钢的ΔT与Ni含量的关系Fig．1 The relationship betweenΔTand Ni content in different range of Cu

2．6 N的影响

N为对辐照有害的间隙原子元素，能与由中子辐照形成的缺陷反应生成较为稳定的杂质缺陷，钢中N含量的增加会增大辐照脆化。但是，若RPV钢中Al／N比合理，可以改善韧性，减少辐照敏感性。

总之，综合冷、热态性能要求，钢中的合金元素含量和杂质元素含量是影响辐照脆化的重要因素，这些因素可通过提高冶炼技术和热处理水平等方式改进。但是这些溶质元素（合金元素和杂质元素）与基体辐照缺陷（如错位环等）有着强烈的相互作用，从而加速了溶质的沉淀析出，恶化了材料的韧性［9］，因此RPV钢对化学成分有严格的要求。

3 生产工艺对辐照性能的影响

材料的性能是化学成分和微观结构的综合表现，其中成分和热处理是保证RPV钢性能的基础；冶炼是影响钢材纯净度和质量的前提。因此，标准除了规定钢中的主要成分范围之外，对辐照敏感的杂质元素，如S、P、Cu、V、Co、B和气体元素H、O、N等元素都做了限制；生产要求采用电弧炉冶炼，并配合钢包真空精炼和真空浇铸；锻压比大于3；热处理采用调制工艺；实际晶粒度≥5级；各类夹杂物≤1．5级等。辐照实验和大量的核电站实际经验表明，这些标准规定对于减小辐照效应、保证RPV安全运行是行之有效的［3－4，7－8］。

生产工艺对钢材的微观组织，包括晶粒大小、组织粗细、夹杂物和析出相的数量、形态与分布等有直接的影响。日本研究发现［10］，在相同辐照条件下，由LD顶吹电炉炼的A302B钢，因杂质元素少，比电炉钢辐照效应小；真空熔炼比大气熔炼的钢辐照性能好；铝脱氧的钢比硅脱氧的钢辐照敏感性小，后者是因为形成AlN，减少了固溶N对辐照脆化的有害影响。

RPV锻件的调制处理是保证其性能的关键环节之一，最重要的是奥氏体化温度和淬火时的冷却速度。A508－Ⅲ钢的基体组织为奥氏体，冷却速度不足时会出现高温转变的铁素体和珠光体区，对辐照较敏感。从综合性能要求出发，应快速淬火，尽量避免铁素体的产生，减小辐照效应。

核电站用的RPV无论是锻环或板焊成型，都涉及焊接问题。铸态的焊缝比加工态母材的辐照效应大，热影响区居于二者之间，这说明焊缝是薄弱环节。因此，美国标准规定：当纵向焊缝的RTNDT超过限值132℃，环向焊缝RTNDT超过限值149℃时，应进行详尽的力学分析，以便确定安全与否。

4 减小辐照效应的措施

4．1 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RPV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同时减小辐照脆化效应的目的［3，8，11］：

（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RPV。

（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Al／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。

目前，国内外广泛应用的A508－Ⅲ钢，通过降低和调整Cu、P和Ni元素含量并配合真空精炼和调质处理，可使辐照性能和力学性能得到改善。

4．2 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二者平衡的结果。

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［3，10－12］。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。

5 总结

RPV钢的辐照脆性是由中子轰击产生的许多缺陷团，它们引起晶格畸变伴生应力场，使位错的启动和运动的阻力增大，从而引起硬化。钢中合金元素、杂质元素的含量、钢的生产工艺是影响RPV使用的主要原因之一，只要合理控制RPV钢的化学成分，严格控制材料的冶炼和加工过程，对于防治RPV的辐照脆性，延长使用寿命及确保压力容器的安全运行具有重要的意义。

［1］ 陈红宇，杜军毅，等．核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢的比较和分析［J］．大型铸锻件，2008，（1）：1．

［2］ 周威廉．原子能电站反应堆压力容器用钢［J］．大型铸锻件，1994，2：16－32．

［3］ 杨文斗．反应堆材料学［M］．北京：原子能出版社，2000，160－163．

［4］ 詹燕南．核电压力容器用钢及其性能［J］．大型铸锻件，1984，（2）：21－28．

［5］ 盛钟琦，肖洪，彭峰．A508－3钢回火时显微组织的变化［J］．核动力工程，1990，（4）：27．

［6］ 陈书贵．核电站反应堆压力容器用钢和制造工艺［J］．大型铸锻件，1994，64（2）：25－34．

［7］ 李云良，张汉谦，等．核电压力容器用钢的发展及研究现状［J］．压力容器，2010，27（5）：36－43．

［8］ 刘建章．核结构材料［M］．北京：化学工业出版社，AD7．212－213．

［9］ Faulkner R G，Song Shenhua，Flewitt P E J，et a1．Grmn Boundary Segregation under Neutron Irradiation in Dilute Alloys［J］．Journal of Nuclear Materials，1998，255：189－209．

［10］ L E Steele．Neutron irradiation embrittlement of Reactor Pressure Vessel Steels［M］．New York：IAEA Publications，1975．117－118．

［11］ 康大韬．大锻件材料及热处理［M］．北京：龙门书局出版社，1998，126－130．

［12］ Miller M K，Wirth B D，Odette G R．Precipitation in Neutron－irradiated Fe－Cu and Fe－Cu－Mn Model Alloys：a Comparison of APT and SANS Data［J］．Materials Science and Engineering A，2003，353：133－139．