反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel, RPV) 作为压水堆核电厂中不可更换的关键核心设备，其作用有：1)燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能；2)密封一回路冷却剂并文持其压力，是冷却剂压力边界的重要部分；3)在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构；4)装载着活性区及堆内所有构件，对堆芯具有辐射屏蔽作用。核反应堆压力容器(RPV)与其它压力容器相比，除承受高温、高压、流体冲刷和腐蚀外，还要长期经受中子辐照，强烈的中子辐照使材料性能不断恶化，尤其是压水堆压力容器多采用低合金高强钢制成，这类铁素体型钢具有冷脆特征，辐照脆化比较明显，RPV的辐照脆化是影响反应堆运行寿命的关键因素之一。国外的大量研究表明，RPV钢的辐照脆化效应主要是由于中子辐照损伤及析出了高数量密度的纳米富Cu相。高压容器一旦发生脆性断裂，后果是灾难性的事故。
因此，核电站的运行寿命与压力容器的辐照脆化过程密切相关，反应堆压力容器( RPV)的使用寿命决定了核电厂的使用寿命，从而直接影响核电厂的经济性和安全性[2]。压力容器是决定核电站安全与寿命的重要部件。
1.1 反应堆压力容器钢的辐照脆化效应
在服役过程中，由于RPV 长期受到高温、高压和中子辐照，材料性能将不断下降，主要表现为辐照脆化，即韧脆转变温度( DBTT ) 升高，上平台( USE) 能量降低，断裂韧性KIC值减小等。图1.1所示的是核压力容器经不同程度中子辐照后的韧脆转变温度变化，从图中可以看出压力容器经中子辐照以后韧脆转变温度升高，并且随着中子注量的增加而升高，韧脆转变温度的升高会影响到核电站的运行安全。一旦降到发生脆性断裂临界时，会导致RPV破裂，产生灾难性事故。研究表明， RPV 材料辐照脆化机制主要包括硬化引起的脆化和非硬化引起的脆化。其中非硬化引起的脆化主要是指长期热老化和辐照老化引起的P 原子沿晶界的偏析[3, 4, 5] 。一般P 元素沿晶界的偏析会在RPV长期服役( 60 年以上) 后发生，对现役RPV 的辐照脆化贡献不大；而硬化引起的脆化是由溶质原子沉淀物析出( 富Cu 沉淀析出物、Ni2Mn2Si 析出物等) [3, 6, 7]造成的，RPV钢含有Cu、Ni、Mn等合金元素，在工作温度下，RPV钢为过饱和固溶体，特别是Cu元素析出倾向较大，辐照环境下合金原子受碰撞诱发的各种缺陷( 空位团、自间隙原子团、位错环等)使得合金元素的扩散更加容易，从而显著加快了以富铜团簇脱溶为典型的析出进程，其中点缺陷，如空位和自间隙原子具有最主要的影响。国外大量研究工作已经证实[8, 9, 10, 11]，压力容器钢在服役的工况下(约300℃)经过长期中子辐照以后，钢中微量的杂质Cu会以细小的富铜原子团簇析出。
 
图1.1中子辐照前后的韧脆转变温度变化
1.2富铜团簇的形成机理
图1.2所示的是Cu-Fe合金相图[12]，从图中可以看出Cu在Fe中的溶解度很小，600℃时在0.02%以下，而现役RPV中Cu含量约0.1％左右，因而Cu有较大的析出倾向，研究表明团簇中除Cu外还富集了Ni和Mn，小角中子散射发现辐照后压力容器材料中有直径约为2 nm的富铜原子团簇[13, 14, 15]，这些小的第二相团簇阻碍位错运动而引起硬化和脆化；
反应堆压力容器钢在使用过程中，受到快中子(>1MeV)轰击后，被碰撞的原子产生离位现象，产生初级离位原子（Primary Knock-on Atom，PKA），即中子传递给原子的能量足够大时，原子将脱离点阵结构而产生空位，如果离位原子不能返回原位而停留在晶格间隙形成间隙原子，该原子与空位合并为Frenkel对缺陷，中子辐照不仅产生大量的初级离位原子，还会发生级联碰撞，形成许多点缺陷和缺陷团，并且演化出离位峰、层错、位错环、贫原子区、微孔洞。这些PKA原子和后续的级联反应在RPV钢中引入大量非平衡点缺陷，由于平衡空位（间隙原子）浓度极小，辐照非平衡点缺陷的引入大幅增加了合金元素原子的可动性，从根本上改变了RPV钢中的扩散动力学过程。富铜团簇等第二相的析出是典型的扩散控制型相变过程，非平衡点缺陷的引入会显著加快析出进程，对RPV钢造成损伤。虽然Cu元素的负面影响很大，但完全除去Cu元素在现有技术条件和成本考虑的基础上是很难实现的，由于压力容器钢的服役年限长达几十年，铜团簇析出的长时间累积效应不可低估。 核反应堆用钢中点缺陷跃迁特性的模拟研究(2):http://www.youerw.com/cailiao/lunwen_4717.html