● 摘要
反应堆压力容器（RPV）钢的中子辐射脆化，是关系核电厂运行安全和服役寿命的一个重要因素。辐射脆化通常用中子辐射所引起的RPV 钢的力学性能退化（主要是韧性降低）来度量。为保证核电厂的RPV 结构完整性和运行安全，需要监控RPV 钢的性能变化，掌握其辐射脆化规律。而这需要随堆放置大量的辐照样本，以便定期取出并对经过不同程度辐照的样本进行系统的力学性能测试，实际操作非常困难。为了克服研究中缺少辐照样本的困难，避免测试辐照样本对人体带来的损害和降低测试成本，研究工作者除了采用各种辐照损伤机理模型之外，还一直在试图建立一些用来模拟中子辐射对RPV 钢力学性能和微观结构影响的实验方法。本文的研究目的就是要探索和建立这样一套用来模拟RPV 钢中子辐射脆化影响的实验方法。针对三种常用的RPV 钢（Type-I, Type-II, Type-III），本文设计并实施了五组实验退化处理工艺。除了具体参数不同之外，每一组实验退化处理工艺本质上都是在施加一定大小的预应变基础上，再进行一定程度的退火热处理。对实验退化处理所引起的力学性能变化，通过拉伸实验、硬度实验和Charpy 缺口冲击韧性实验来测量。对实验退化处理所引起的微观结构变化，通过光学金相（OM）、能谱仪（EDS）、透射电镜（TEM）和电子探针微区分析（EPMA）来表征。此外，还用SEM 对所有经过和没有经过实验退化处理的冲击试样断口进行了表征和分析。本文主要研究结果如下：（1）经过实验退化处理三种材料的拉伸曲线，都具有与辐射材料拉伸曲线相似的脆化特征，即相对原始材料，退化处理材料的拉伸屈服强度提高而加工硬化率降低。本文实验退化处理所引起的屈服强度升高幅度，与文献报道的在170x10-5dpa 辐照下所导致的脆化效果相当。（2）经实验退化处理的Type-II 和Type-III 钢，其冲击韧性随测试温度的变化规律与辐照脆化材料的非常相似，即伴随冲击吸收能上平台的降低，韧脆转变温度（DBTT）明显升高。对应大致相近的冲击吸收能上平台降低（约为40J），退化处理Type-II 和Type-III 钢的DBTT 分别提高了35 oC和25 oC。由于冲击吸收能上平台降低所引起的DBTT 这些变化，与文献报道的同类材料的辐照脆化效果接近。（3）经实验退化处理后，Type-III 钢中形成了与辐射脆化材料基体中出现的富Cu 沉淀相特征极为相似的弥散分布的细小（约为2nm）富Cu 颗粒。（4）经过实验退化处理后，Type-III 钢的断口上出现了一些沿晶断裂特征，尽管没有在晶界上检测到P 元素的偏析。（5）MnS 夹杂颗粒的存在，在三种材料的塑性断裂和脆性断裂过程中都起到了重要作用，特别是对Type-III 钢的断裂特征各向异性。基于对上述研究结果的讨论和与文献报道的同类材料的辐射脆化数据进行比较，作者认为，本文研究所建立的实验退化处理工艺（即预应变+退火处理）可以用来模拟实际辐射脆化RPV 钢的主要力学性能变化和微观结构演化，尽管需要继续开展研究以进一步优化这些退化处理工艺。