● 摘要
核压力容器钢A508-Ⅲ大量应用于第二代和第三代核反应堆压力容器中，在长期的使用过程后，其组织结构和力学性能发生明显的老化，主要体现在：1）屈服强度增高；2）材料断裂韧性下降；3）韧脆转变温度（DBTT）向高温移动。核压力容器钢性能老化增大了核反应堆压力容器脆性断裂的危险，威胁了核反应堆的正常运行，降低了核反应堆的使用寿命。长期以来，对核压力容器钢老化行为的研究一直是核结构材料研究的重点，利用随堆放置的监督试验样品进行老化研究一直是最权威的研究方法，但是因其苛刻的实验条件和昂贵的费用，实验越来越困难。在这种条件下，学者们提出了不同的工艺方法模拟真实的中子辐照老化现象，一种是其他微观粒子的辐照实验，另一种是热机加工实验模拟方法。前者研究费用昂贵且不能进行大尺寸试样实验模拟，因此无法评估宏观力学性能变化情况，而后者因其简单的操作和低廉的价格受到研究者的青睐。
本论文综述了国内外中子辐照老化实验模拟的最新研究成果，总结了各种热加工老化实验模拟方法，并分析了各种方法的不足之处，在此基础上，提出了在老化机理上与中子辐照老化更加接近的动态应变老化方法。在本文中，使用动态应变老化处理方法对核反应堆压力容器A508-Ⅲ钢进行了预处理，动态应变老化工艺选定为在500℃和550℃老化温度条件下，使用1.1×10-5 s-1和6.6×10-5 s-1两种应变速率分别进行了1%、2%、4%、6%和8%均匀塑性变形，分析了老化温度、应变速率和应变量对A508-Ⅲ钢微观组织结构和力学性能的影响规律。结果显示在动态应变老化过程中出现了应力-应变曲线的锯齿形屈服现象，证明了在老化过程中新析出相钉扎了运动位错。对A508-Ⅲ钢老化处理后的力学性能变化分析发现，在均匀塑性变形阶段内，虽然动态回复引起的软化效应比较明显，但是材料的动态应变老化效应随应变量的增加而增大。通过分析比较老化参数、动态应变老化效应和中子辐照效应的关系，证明了应变老化方法定量模拟A508-Ⅲ钢中子辐照效应力学性能退化的可操作性。
本论文最后依据设计的应变老化工艺方法，参考目前国际上成熟的中子辐照RCC-M老化预测模型，对应变老化参数进行了修正和限定。结果显示了在小应变量时老化处理的韧脆转变温度预测值较RCC-M预测值高。随着应变老化工艺的进行，相比与应变老化方法，RCC-M预测模型的预测值趋于保守。证明了应变老化方法能够成功预测核压力容器钢中子辐照力学性能退化的可行性。如果待检测核压力容器钢老化处理后机械性能介于核压力容器钢安全标准内，则此材料可以应用于核电站建造。根据以上分析，提出了基于应变老化模拟方法的核电用钢中子辐照脆化评定方法和抗中子辐照性能选材判定原则。