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压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述 压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。 1.反应堆压力容器结构和作用 功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间 用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。 2.反应堆压力容器材料的发展史 压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。与此同时，由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器，材料采用A508一Ⅱ钢。它曾盛行一时，但自1970年西欧发现A508一Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508一Ⅲ钢。 A508一Ⅲ钢是在A508一Ⅱ钢基础上，通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量，以减少再热裂纹敏感性，使基体堆焊不锈钢衬里后，降低产生再热裂纹的倾向。为弥补因减少淬透性元素而降低的强度和淬透性，特增加了A508一Ⅲ钢中的Mn含量。因锰易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量。硅在上述钢中是非合金化元素。有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向，其残存量以偏低为好。厚截面的A508-Ⅲ钢淬火后，基体组织是贝氏体，当冷却速度不足时，将出现铁素体和珠光体，这种组织较贝氏体粗大，对提高强度和韧性不利，所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的调制热处理工艺。 俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn-Mo-Ni钢而是Cr-M0-V以及Cr-Ni-Mo-V钢。该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VVER-440和VVER-l000压水堆上以及我国的田湾核电站VVERl000。Cr-Ni-Mo-V钢的优点是高温性能和耐蚀性好，辐照效应小，缺点是回火脆性倾向大，焊接性不理想。尽管如此，俄罗斯仍用Cr-Ni-Mo-V钢，这是因为对该钢缺点已有相应的改进措施，如降低磷、硫及杂质含量和改进热处理工艺等。 3.反应堆压力容器材料的安全 反应堆压力容器是保证核电站安全和寿命的重要部件，故被定为规范一级、安全一级、质保核级(H级)、抗震类I级的设备，即在正常、异常、紧急和事故工况下都能保证其可靠性和结构完整性，杜绝发生容器无延性断裂破损和放射性物质泄漏等事故。 对于压水堆核电站压力容器材料，引起“失效”或“事故”的原因虽然很多，但归结是脆性断裂、腐蚀、蠕变、疲劳或强度破坏等原因。因为压力容器内壁堆焊有不锈钢衬里和钢的蠕变温度(O．4TK(熔点))远高于运行温度(320℃)，故能防止腐蚀和蠕变的危害。对于屈服变形、疲劳开裂和强度破坏，因为有严格的设计要求，并且规定必须进行应力分析、应力测试以及疲劳试验，通过计算可以防止这类破坏。脆性断裂具有断裂前没有塑性变形、无任何预兆、在断裂应力低于屈服强度时裂纹失稳后即迅速扩展而断裂等特点，所以脆性断裂常是难以预料的爆发性突然破坏，而辐照脆化又增大了这种危险。所以压力容器的脆性断裂成为对反应堆安全最大的威胁。从冶金学角度考虑，脆性断裂的根源在于钢的低温脆性、氢脆、蓝脆、延迟脆性和高温脆性等。其中除低温脆性外，它们都可以通过热处理或合金化的方法避免，而低温脆性(又称冷脆)较难克服，因为它是体心结构钢固有特