由于大多數(shù)現(xiàn)役輕水反應(yīng)堆正在考慮延長(zhǎng)使用壽命，關(guān)于壓力容器鋼材受熱和輻射引起的材料疲勞的研究變得至關(guān)重要，其相關(guān)數(shù)據(jù)也逐漸被重視。荷蘭NRG公司研究了亞美尼亞Metsamor反應(yīng)堆，通過(guò)對(duì)該反應(yīng)堆進(jìn)行專門的數(shù)據(jù)采樣，有助于確保這些輕水堆長(zhǎng)期安全運(yùn)行。

輕水反應(yīng)堆(LWRs)是最常見(jiàn)的核反應(yīng)堆類型。世界上有350同種類型反應(yīng)堆，設(shè)計(jì)壽命30至40年，現(xiàn)在大多數(shù)核電站計(jì)劃將壽命延長(zhǎng)到60年甚至80年。為了確定這是否安全可行，對(duì)反應(yīng)堆壓力容器完整性的評(píng)估是至關(guān)重要的。壓力容器被認(rèn)為是不可替代的，或者更換成本過(guò)高。但在運(yùn)行過(guò)程中，中子輻射和熱疲勞會(huì)導(dǎo)致壓力容器鋼的硬化和脆化，因而影響其使用壽命。為了預(yù)測(cè)它何時(shí)會(huì)達(dá)到壽命極限，必須確定工廠運(yùn)行期間鋼的機(jī)械退化率。

有限的數(shù)據(jù)

核電站的獨(dú)立監(jiān)督員執(zhí)行定期的疲勞監(jiān)測(cè)計(jì)劃，對(duì)鋼樣本進(jìn)行抽查以確定核電站是否能安全運(yùn)行。監(jiān)測(cè)樣本通常被放置在反應(yīng)堆容器內(nèi)。它們比容器更接近堆心，受到更大的輻射劑量，因此監(jiān)視樣本的老化速度比壓力容器快，可以用來(lái)預(yù)測(cè)材料的狀態(tài)。

這項(xiàng)監(jiān)測(cè)計(jì)劃持續(xù)了30-40年，但即使采取了適當(dāng)?shù)拇胧﹣?lái)監(jiān)測(cè)單個(gè)反應(yīng)堆40年來(lái)的材料狀態(tài)，但對(duì)于40年后鋼材如何老化，數(shù)據(jù)仍然有限。為了將現(xiàn)有核電站的運(yùn)行壽命延長(zhǎng)到60或80年，需要更深入地了解這些老化過(guò)程和金屬特性的任何不利變化。

為了獲得這些數(shù)據(jù)，2013年，荷蘭核研究機(jī)構(gòu)NRG在獲得亞美尼亞Metsamor工廠的監(jiān)控樣本后，啟動(dòng)了輕水反應(yīng)堆壓力容器結(jié)構(gòu)材料(Strumat)的國(guó)際項(xiàng)目。作為NRG和Metsamor之間合作協(xié)議的一部分，亞美尼亞監(jiān)測(cè)計(jì)劃的最后一個(gè)(第六個(gè))標(biāo)本在反應(yīng)堆堆芯中存放了27年，于2012年被撤回并運(yùn)送到NRG進(jìn)行檢測(cè)。

監(jiān)視包括熱疲勞和中子輻照的監(jiān)視標(biāo)本。“這些材料是獨(dú)一無(wú)二的”，NRG的Murthy Kolluri和Lida Magielsen說(shuō)。“這些樣本接受的中子輻射劑量比核反應(yīng)堆中鋼鐵必須承受60年的最大中子輻射量大五倍。對(duì)這些樣品的研究將使我們能夠了解材料的表現(xiàn)，以及核反應(yīng)堆長(zhǎng)期運(yùn)行后反應(yīng)堆容器鋼的內(nèi)部結(jié)構(gòu)如何變化。通過(guò)收集這些數(shù)據(jù)，研究材料是否會(huì)出現(xiàn)斷裂的趨勢(shì)”。

單純的熱疲勞并非問(wèn)題所在

Strumat計(jì)劃正在滿足全世界對(duì)更多數(shù)據(jù)和測(cè)試的需求。在該計(jì)劃中，NRG正在與歐盟委員會(huì)的聯(lián)合研究中心以及亞美尼亞核研究中心合作。2017年1月，在《核材料雜志》上發(fā)表了對(duì)這些監(jiān)視試樣的熱老化效應(yīng)研究的第一個(gè)結(jié)果，這些試樣在290°C下經(jīng)過(guò)了27年(約20萬(wàn)小時(shí))的熱疲勞(但沒(méi)有經(jīng)過(guò)輻照)。結(jié)果表明，熱疲勞對(duì)VVER-440型壓力容器鋼的壽命影響不大。

在經(jīng)過(guò)拉伸和沖擊試驗(yàn)后，結(jié)果也容器鋼沒(méi)有出現(xiàn)明顯的熱疲勞現(xiàn)象。經(jīng)過(guò)熱疲勞試驗(yàn)后的金屬，其焊接部分耐受沖擊性能沒(méi)有退化，微觀結(jié)構(gòu)的晶相沒(méi)有明顯變化。在微觀結(jié)構(gòu)中觀察到的微小變化并不影響機(jī)械性能，而斷口形態(tài)在長(zhǎng)期熱老化后基本保持不變。

這和以前對(duì)長(zhǎng)期熱疲勞影響的相關(guān)研究結(jié)果一致，對(duì)VVER-440型鋼已經(jīng)有了有類似的結(jié)論。然而，熱疲勞的影響對(duì)于用于其他類型反應(yīng)堆的鋼來(lái)說(shuō)可能會(huì)更明顯。

輻射研究

在初步研究取得進(jìn)展之后，NRG的研究人員開始研究輻照誘發(fā)的退化。“中子輻射顯然對(duì)硬化和脆化機(jī)制影響最大”，Magielsen說(shuō)，“例如，拉伸試驗(yàn)的結(jié)果顯示，這些材料有明顯的脆化現(xiàn)象”。

NRG還利用透射電子顯微鏡(TEM)進(jìn)行微觀結(jié)構(gòu)研究，試圖評(píng)估鋼鐵退化的新機(jī)制，如所謂的‘晚期綻放階段’。“沒(méi)有人知道該階段是否真的發(fā)生，這可能是確定這種材料在高中子通量下具體表現(xiàn)的一個(gè)重要參數(shù)”，Magielsen說(shuō)。

Lyra項(xiàng)目提供有效預(yù)測(cè)

Strumat最重要的目標(biāo)之一是獲得更多關(guān)于LWR結(jié)構(gòu)鋼長(zhǎng)期老化和輻照后的機(jī)械性能以及硬化和脆化機(jī)制的數(shù)據(jù)。除了來(lái)自Metsamor反應(yīng)堆的監(jiān)測(cè)樣本外，Lyra項(xiàng)目(Strumat計(jì)劃的一部分)提供了寶貴的數(shù)據(jù)和知識(shí)，可用于驗(yàn)證現(xiàn)有的預(yù)測(cè)模型，這些模型通常適用于不超過(guò)40年。

在高通量反應(yīng)堆中，西方和俄羅斯核電站的反應(yīng)堆容器中使用的鋼材樣品正在接受輻照，其總輻射劑量與已經(jīng)運(yùn)行了60至80年的反應(yīng)堆核心的總劑量相當(dāng)。目前正在研究各種鋼的成分，以確定哪些化學(xué)元素在長(zhǎng)時(shí)間暴露于中子后對(duì)鋼強(qiáng)度的影響最大。

相關(guān)數(shù)據(jù)和經(jīng)驗(yàn)將用于驗(yàn)證目前的關(guān)聯(lián)預(yù)測(cè)模型，以及開發(fā)幫助核電站安全長(zhǎng)期運(yùn)行的程序。Lyra項(xiàng)目的結(jié)果可以讓人們更好地了解這些因素。

NRG還在使用一種稱為重組的方法來(lái)重新使用研究材料，以便收集更多關(guān)于金屬屬性的數(shù)據(jù)。目前正在進(jìn)行研究，以確定能否用退火法來(lái)恢復(fù)輻照材料的特性。“在俄羅斯，這種方法以前曾被用于延長(zhǎng)VVER-440反應(yīng)堆的壽命。我們將對(duì)其他品種的壓力容器鋼也通過(guò)這種方法進(jìn)行研究。研究的成功可以為其他類型的核電站的長(zhǎng)期安全運(yùn)行和壽命延長(zhǎng)做出貢獻(xiàn)”，Kolluri說(shuō)。