壓力容器材料

指包括反應堆壓力容器母材、焊接材料和螺栓、螺母等部件的材料。由於反應堆壓力容器在高溫高壓水和強中子輻照環境下工作，它的完整性對核電廠的安全極為重要。因此，對反應堆壓力容器材料有嚴格的要求，它們應具有合適的力學性能、良好的加工和焊接性能以及抗中子輻照脆化性能。

基本介紹

• 中文名：壓力容器材料
• 外文名：materials　for  pressure　vessel

力學性能

反應堆壓力容器材料需有良好的衝擊韌性，以避免水壓試驗時的脆性破壞和限制運行期間的中子輻照脆化。一般要求材料試樣在某一參考無延性轉變溫度RTNDT時夏比V型缺口試驗的Cv 值要大於86J，橫向側膨脹量要大於0.9mm。在工程上，採用SA508-3鋼時，往往先定一個溫度(10℃，-10℃或-12℃)，要求在該溫度下落錘試驗不裂，定為RTNDT。再按RTNDT+33℃做夏比V型缺口衝擊性能試驗，使試樣的Cv值達到上述要求。對反應堆壓力容器筒身段的材料，還要求Cv曲線的上平台能量，使CvEVS≥130J。

輻照性能

反應堆壓力容器材料受能量大於1MeV的快中子輻照後，其金屬晶格點陣會出現缺陷，從而使材料的力學性能改變。此時，鋼材的強度升高，塑、韌性降低，尤其是韌性降低。如以夏比V型缺口衝擊韌性數據來衡量，未輻照和已輻照(快中子注量為1×1019~5×1019n/cm2)的鋼材，用TNDT溫度升高值ΔTNDT來表征中子輻照後的脆化傾向(見圖)。如果ΔTNDT升高從而使TNDT升高，在反應堆壓力容器的正常運行溫度小於TNDT+33℃時，壓力容器就可能產生脆性破壞。所以，在選材時應對製造壓力容器的母材和焊接接頭(包括焊縫金屬及熱影響區)的試樣事先做輻照試驗，以確定ΔTNDT的值。

疲勞和斷裂性能

通過對材料進行疲勞試驗，求得疲勞曲線，以驗證該曲線不低於規範確定的疲勞曲線。近期，還規定反應堆壓力容器材料需滿足斷裂韌性的要求。即從斷裂力學試驗中獲得的數據應高於規範規定的參考臨界應力強度因子(KIR)—溫度(T-RTNDT)曲線。其中T為許用KIR的對應溫度。