反应堆压力容器年限的探索

由于大多数现役轻水反应堆正在考虑延长使用寿命，关于压力容器钢材受热和辐射引起的材料疲劳的研究变得至关重要，其相关数据也逐渐被重视。荷兰NRG公司研究了亚美尼亚Metsamor反应堆，通过对该反应堆进行专门的数据采样，有助于确保这些轻水堆长期安全运行。

轻水反应堆(LWRs)是最常见的核反应堆类型。世界上有350同种类型反应堆，设计寿命30至40年，现在大多数核电站计划将寿命延长到60年甚至80年。为了确定这是否安全可行，对反应堆压力容器完整性的评估是至关重要的。压力容器被认为是不可替代的，或者更换成本过高。但在运行过程中，中子辐射和热疲劳会导致压力容器钢的硬化和脆化，因而影响其使用寿命。为了预测它何时会达到寿命极限，必须确定工厂运行期间钢的机械退化率。

有限的数据

核电站的独立监督员执行定期的疲劳监测计划，对钢样本进行抽查以确定核电站是否能安全运行。监测样本通常被放置在反应堆容器内。它们比容器更接近堆心，受到更大的辐射剂量，因此监视样本的老化速度比压力容器快，可以用来预测材料的状态。

这项监测计划持续了30-40年，但即使采取了适当的措施来监测单个反应堆40年来的材料状态，但对于40年后钢材如何老化，数据仍然有限。为了将现有核电站的运行寿命延长到60或80年，需要更深入地了解这些老化过程和金属特性的任何不利变化。

为了获得这些数据，2013年，荷兰核研究机构NRG在获得亚美尼亚Metsamor工厂的监控样本后，启动了轻水反应堆压力容器结构材料(Strumat)的国际项目。作为NRG和Metsamor之间合作协议的一部分，亚美尼亚监测计划的最后一个(第六个)标本在反应堆堆芯中存放了27年，于2012年被撤回并运送到NRG进行检测。

监视包括热疲劳和中子辐照的监视标本。“这些材料是独一无二的”，NRG的Murthy Kolluri和Lida Magielsen说。“这些样本接受的中子辐射剂量比核反应堆中钢铁必须承受60年的最大中子辐射量大五倍。对这些样品的研究将使我们能够了解材料的表现，以及核反应堆长期运行后反应堆容器钢的内部结构如何变化。通过收集这些数据，研究材料是否会出现断裂的趋势”。

单纯的热疲劳并非问题所在

Strumat计划正在满足全世界对更多数据和测试的需求。在该计划中，NRG正在与欧盟委员会的联合研究中心以及亚美尼亚核研究中心合作。2017年1月，在《核材料杂志》上发表了对这些监视试样的热老化效应研究的第一个结果，这些试样在290°C下经过了27年(约20万小时)的热疲劳(但没有经过辐照)。结果表明，热疲劳对VVER-440型压力容器钢的寿命影响不大。

在经过拉伸和冲击试验后，结果也容器钢没有出现明显的热疲劳现象。经过热疲劳试验后的金属，其焊接部分耐受冲击性能没有退化，微观结构的晶相没有明显变化。在微观结构中观察到的微小变化并不影响机械性能，而断口形态在长期热老化后基本保持不变。

这和以前对长期热疲劳影响的相关研究结果一致，对VVER-440型钢已经有了有类似的结论。然而，热疲劳的影响对于用于其他类型反应堆的钢来说可能会更明显。

辐射研究

在初步研究取得进展之后，NRG的研究人员开始研究辐照诱发的退化。“中子辐射显然对硬化和脆化机制影响最大”，Magielsen说，“例如，拉伸试验的结果显示，这些材料有明显的脆化现象”。

NRG还利用透射电子显微镜(TEM)进行微观结构研究，试图评估钢铁退化的新机制，如所谓的‘晚期绽放阶段’。“没有人知道该阶段是否真的发生，这可能是确定这种材料在高中子通量下具体表现的一个重要参数”，Magielsen说。

Lyra项目提供有效预测

Strumat最重要的目标之一是获得更多关于LWR结构钢长期老化和辐照后的机械性能以及硬化和脆化机制的数据。除了来自Metsamor反应堆的监测样本外，Lyra项目(Strumat计划的一部分)提供了宝贵的数据和知识，可用于验证现有的预测模型，这些模型通常适用于不超过40年。

在高通量反应堆中，西方和俄罗斯核电站的反应堆容器中使用的钢材样品正在接受辐照，其总辐射剂量与已经运行了60至80年的反应堆核心的总剂量相当。目前正在研究各种钢的成分，以确定哪些化学元素在长时间暴露于中子后对钢强度的影响最大。

相关数据和经验将用于验证目前的关联预测模型，以及开发帮助核电站安全长期运行的程序。Lyra项目的结果可以让人们更好地了解这些因素。

NRG还在使用一种称为重组的方法来重新使用研究材料，以便收集更多关于金属属性的数据。目前正在进行研究，以确定能否用退火法来恢复辐照材料的特性。“在俄罗斯，这种方法以前曾被用于延长VVER-440反应堆的寿命。我们将对其他品种的压力容器钢也通过这种方法进行研究。研究的成功可以为其他类型的核电站的长期安全运行和寿命延长做出贡献”，Kolluri说。