反應(yīng)堆材料輻照損傷概述

1、反應(yīng)堆材料輻照損傷概述【摘要】隨著能源問題日益嚴峻，發(fā)展核電成為人類緩解能源緊缺問題的重要手段之一。當今核電站反應(yīng)堆的技術(shù)已經(jīng)比較成熟，但仍存在很多難以解決的技術(shù)問題。反應(yīng)堆材料的輻照損傷問題直接關(guān)系到反應(yīng)堆的安全性和經(jīng)濟性。本文對反應(yīng)堆燃料芯塊、包殼、壓力容器的輻照損傷機理進行了概述，并提出一些減小輻照效應(yīng)的措施。【關(guān)鍵字】輻照損傷燃料芯塊包殼壓力容器材料一、引言隨著能源問題日益嚴峻，發(fā)展核電成為人類緩解能源緊缺問題的重要手段之一。當今核電站反應(yīng)堆的技術(shù)已經(jīng)比較成熟，但仍存在很多難以解決的技術(shù)問題。其中，反應(yīng)堆材料的輻照損傷問題尤為重要。材料的輻照損傷問題與反應(yīng)堆的安全性和經(jīng)濟性有密切的關(guān)系

2、。甚至直接關(guān)系到未來反應(yīng)堆能否安全穩(wěn)定運行。關(guān)于反應(yīng)堆的材料輻照損傷問題，主要包括三個方面：燃料芯塊的輻照損傷，包殼的輻照損傷，壓力容器的輻照損傷。深入認識和了解這三方面的問題，并討論有關(guān)緩解措施具有極大地研究價值。二、水冷堆燃料芯塊的輻照損傷1. 燃料芯塊的結(jié)構(gòu)與輻照損傷水冷堆燃料芯塊為實心圓柱體，由低富集度uo2粉末經(jīng)混合、壓制、燒結(jié)、磨削等工序制成。為了減小軸向膨脹和PCI（芯塊-包殼相互作用），芯塊兩端做成淺碟形并倒角。芯塊制造工藝必須穩(wěn)定，以保證成品芯塊的化學(xué)成分、密度、尺寸、熱穩(wěn)定性及顯微組織等滿足要求。燃料芯塊中的鈾在輻照過程中會發(fā)生腫脹，造成尺寸的不穩(wěn)定性和導(dǎo)熱性能的下降。隨著

3、燃耗的增加，鈾的力學(xué)性能和物理性能將發(fā)生變化，鈾將變得更硬、更脆，熱導(dǎo)率減小，燃料包殼的腐蝕作用也在加劇。對燃料芯塊輻照損傷的認識和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的運行狀態(tài)和使用壽命，及時地發(fā)現(xiàn)并解決問題；另一方面根據(jù)輻照特性，可以采取適當?shù)拇胧┰鰪娙剂显男阅?，進一步提高核電的經(jīng)濟效益。2. 輻照條件下燃料芯塊微觀結(jié)構(gòu)的演化燃料芯塊在輻照過程中，輻射與物質(zhì)相互作用的方式可以分為原子過程和電子過程兩大類。原子過程主要產(chǎn)生位移效應(yīng)，位移效應(yīng)的主要產(chǎn)物是間隙-空位對。而電子過程主要產(chǎn)生電離效應(yīng)，其主要產(chǎn)物是電子-離子對。燃料芯塊在輻照過程中，將產(chǎn)生能量很高的裂變碎片，造成嚴重的輻照損傷，并伴

4、有大量的原子重新分布，尤其是裂變產(chǎn)物中的氙和氪，產(chǎn)額高，又不溶于固體，在輻照缺陷的協(xié)同作用下形成氣泡，造成腫脹。另外，固體裂變產(chǎn)物具有很強侵蝕作用，將使芯塊發(fā)生應(yīng)力腐蝕而開裂。3. 燃料芯塊輻照損傷機理和宏觀性能變化（1）輻照腫脹輻照會引起體膨脹，稱輻照腫脹。燃料芯塊中所使用的重要金屬鈾，其單晶體會顯示出特殊的輻照生長現(xiàn)象。在輻照過程中，鈾的晶體線度發(fā)生異常變化。引起燃料輻照腫脹的根本原因是裂變產(chǎn)物的積累。發(fā)生腫脹一方面是由于鈾原子的固體裂變產(chǎn)物以金屬、氧化物、鹽類等形態(tài)與燃料相形成固溶體或作為夾雜物存在于燃料相中，裂變產(chǎn)物的總體積超過了裂變前裂變原子所占的體積（一般在2-3%），另一方面是由

5、于在金屬中形成了大量的裂變氣泡（或氣孔），氣體腫脹可能達百分之幾十，甚至幾百。裂變氣體原子不溶于燃料相，當裂變密度較低時，裂變氣體原子作為間隙原子存在于燃料晶格間隙中或被各種天然缺陷和輻照缺陷捕獲。隨著裂變密度增加，裂變氣體原子通過熱運動而遷移，通過相互碰撞，被點缺陷、位錯、晶界和空洞等捕獲形成氣泡核，氣泡核不斷吸收游離氣體原子而長大。當裂變密度較高時，燃料相的亞晶化過程產(chǎn)生大尺寸氣泡，氣泡密度隨氣泡增大而降低，氣泡密度亦與燃料相的物理條件和外界約束有關(guān)。氣體裂變產(chǎn)物引起的輻照腫脹量較大，它在燃料相中的行為是決定輻照腫脹隨燃耗變化的主要因素。影響燃料腫脹大小的因素有鈾的組織，雜質(zhì)含量，燃耗速率

6、和深度，應(yīng)力狀態(tài)，熱振，輻照過程中組織變化（相變、結(jié)晶等）。燃料芯塊的輻照腫脹會引起燃料元件的尺寸不穩(wěn)定。尺寸的變化可能堵塞水流，引起燃料元件的過熱和損傷，還可能破壞燃料元件的包殼，將沾污冷卻劑。輻照腫脹還會導(dǎo)致燃料元件的傳熱性能下降，使堆芯的熱量無法有效地導(dǎo)出，可能造成堆芯的熔化。（2）輻照硬化和輻照脆化當燃料芯塊進行輻照時，在材料中引入了大量的缺陷或尺寸很小的缺陷團，阻礙了位錯的運動，起到了硬化作用，稱為輻照硬化。輻照硬化歸因于輻照而產(chǎn)生了種種缺陷。材料受中子輻照產(chǎn)生的缺陷包括：點缺陷（空位和間隙原子），雜質(zhì)缺陷（以原子態(tài)彌散的核反應(yīng)產(chǎn)物），小的空位團（貧原子區(qū)），位錯環(huán)（層錯的或非層錯的

7、，空位或間隙型），層錯四面體，位錯線（和原有位錯網(wǎng)已經(jīng)聯(lián)在一起的非層錯環(huán)），洞（空洞及氦泡）等。輻照可以以兩種不同的方式使含鈾芯塊硬化。一是輻照能啟動一個位錯使其在滑移面上行動所需要的應(yīng)力增加，造成位錯啟動阻力；另一個是一旦運動起來，位錯還可能被接近或處在滑移面上原來就有的或者輻照產(chǎn)生的障礙物所阻滯輻照硬化的程度與輻照劑量有關(guān)，一般情況下輻照劑量越大，輻照硬化程度越高。輻照硬化使材料的強度升高、塑韌性下降，對反應(yīng)堆部件的安全使用帶來了威脅。燃料芯塊中生成的裂變氣體在熱力學(xué)上是不溶于芯塊的，如果溫度高到氣體原子可以遷移的溫度，它們就要析出來形成氣泡。如果基體中形成了氣泡，它們能像空洞一樣對輻照硬

8、化作出貢獻。大多數(shù)工作者都認為，晶界上的氣泡因應(yīng)力誘發(fā)而長，氣泡聯(lián)接起來造成晶間斷裂，引起燃料芯塊的輻照脆化。輻照脆化與輻照劑量有關(guān)，還與材料中雜質(zhì)的含量也有著密切的關(guān)系。輻照脆化容易引起材料的脆性斷裂，嚴重影響反應(yīng)堆運行安全。三、鋯合金包殼的輻照損傷鋯合金因其熱中子吸收截面小、良好的機械性能和耐高溫、耐高壓高純水腐蝕性能，在核反應(yīng)堆中得以廣泛的應(yīng)用，主要用作燃料元件的包殼材料、結(jié)構(gòu)材料、核燃料芯體組分、慢化材料及控制材料組分等。由于鋯合金的耐腐蝕性能對核反應(yīng)堆安全運行至關(guān)重要，世界主要核電國家一直重視對鋯合金輻照損傷的研究。大量事實表明：輻照可使鋯合金的腐蝕速率比未受輻照的鋯合金高出2倍4倍

9、，在高中子通量的工況條件（4X10i3cm-2s-i,能量大于IMeV）下，其腐蝕速率可增加10倍。與此同時，為了進一步提高核反應(yīng)堆的效率，人們提出了深燃耗的概念，這勢必會導(dǎo)致中子輻照劑量加大、工作溫度提高等一系列變化，從而將大大增加腐蝕速率。因此，加強鋯合金電化學(xué)性能的輻照損傷研究，深入了解鋯合金在輻照條件下的腐蝕行為、機理和結(jié)構(gòu)變化，建立研究輻照損傷下鋯合金電化學(xué)性能的基本方法，并探索改善堆用鋯合金耐蝕性能的新的思路，具有重要的理論價值和應(yīng)用前景。1. 堆內(nèi)輻照對鋯合金電化學(xué)性能的影響（1）輻照對鋯合金電化學(xué)性能影響的概況包殼材料處于惡劣的工作環(huán)境，殼內(nèi)是核燃料，殼外是快速流動的高溫高壓水

10、，同時包殼材料還承受著強烈的輻照作用。研究結(jié)果表明，在一定環(huán)境下的輻照增強了腐蝕，堆內(nèi)腐蝕增重與無輻照條件而其他條件相同的腐蝕增重之比(增強因子)為23。1977年發(fā)生在美國三里島和1986年發(fā)生在前蘇聯(lián)切爾諾貝利的核泄露事件，大力地推動了輻照對堆用鋯合金電化學(xué)性能影響的的研究。SatoruOzaki,PeterRudling等進一步探討了輻照損傷效果，并建立模型來解釋壓水堆(BWR)中鋯合金的均勻腐蝕、癤狀腐蝕和氫化行為。堆用鋯合金的輻照損傷研究一直是該領(lǐng)域的主要前沿課題之一。(2) 輻照損傷的機理堆內(nèi)輻照主要是裂變碎片(作用于包殼內(nèi)側(cè))和中子，a,B,Y射線(作用于包殼水側(cè)或整個包殼)，對

11、于水側(cè)腐蝕而言，最重要的是快中子輻照，因為快中子具有足夠高的能量和質(zhì)量,可以直接與材料點陣發(fā)生碰撞,產(chǎn)生大量的離位級聯(lián)和熱峰效應(yīng),包殼水側(cè)的輻照損傷和缺陷主要來自這一過程,從而導(dǎo)致材料的結(jié)構(gòu)、性能發(fā)生變化。對電子輻照而言,由于初級離位原子獲得的能量不足以引起其它原子的離位,因此只能形成單一的缺陷,原子的離位主要是與電子彈性碰撞引起的。對Y射線輻照而言，如果Y量子的能量ElMeV，則能量可按康普頓散射機理傳遞給電子,若康普頓電子的能量足夠大,以至于使傳給介質(zhì)原子的能量大于原子離位能時，則這種電子將引起原子離位。此外，熱中子能量太小，對腐蝕不產(chǎn)生直接的影響。B,Y輻照雖然可導(dǎo)致水的輻照分解，但對堆

12、內(nèi)輻照增強腐蝕的影響遠沒有快中子大。實驗進一步表明，在低快中子流(2X109n/cm2.s)下，腐蝕速度仍非常高(實驗中快中子流為2X109n/cm2.s3X10i2n/cm2.s)。因此，在低中子流下快中子流的作用已經(jīng)飽和了。在快中子流下即從2X109n/cm2.s增加到3X10i2n/cm2.s,而引起的增強腐蝕應(yīng)歸因于低能中子或Y輻照作用。在核反應(yīng)堆中，引發(fā)輻照損傷的因素除了堆內(nèi)輻照源的種類及其參數(shù)外，介質(zhì)水的化學(xué)性質(zhì)與溫度也是其中的主要因素。上述因素綜合作用，共同加速了堆用鋯合金的輻照損傷。2. 中子輻照對鋯合金微觀結(jié)構(gòu)的影響Zr-2和Zr-4合金常被用作水冷堆中燃料元件的包殼材料。在

13、Zr-2中，合金元素主要以密排六方(hep)結(jié)構(gòu)的Zr(Fe,Cr)2和體心四方(bet)結(jié)構(gòu)的Zr?(Fe,Ni)2種中間相的形式存在，而在Zr-4中只有hcp結(jié)構(gòu)的Zr(Fe,Cr)/種中間相。大量實驗表明，中子輻照對鋯合金微觀結(jié)構(gòu)的影響主要表現(xiàn)在2個方面，即缺陷的形成和中間相的溶解。中子輻照尤其是快中子輻照，導(dǎo)致氧化膜和金屬基體內(nèi)產(chǎn)生眾多的原子移位，形成大量的缺陷，包括點缺陷、位錯和空洞等。其中最簡單且濃度最大的是Frankel缺陷對。這些缺陷勢必對02-離子的遷移產(chǎn)生影響。此外，由于金屬鋯氧化后體積增大，氧化膜處于壓應(yīng)力狀態(tài)，引起位錯密度的增加；中子輻照下，水將分解生成h2,h2在氧化

14、膜內(nèi)聚集使之脆化；中子輻照還導(dǎo)致金屬基體的脆化和蠕變，直接改變氧化膜的應(yīng)力狀態(tài)，甚至引起氧化膜的開裂和脫落。中子輻照作用下，鋯合金中間相的形貌、成分和結(jié)構(gòu)都發(fā)生了變化oGilbert等人首先發(fā)現(xiàn)，中子輻照時鋯合金中間相出現(xiàn)非晶轉(zhuǎn)化；并觀察到Fe,Cr原子在非晶區(qū)的貧化現(xiàn)象。非晶轉(zhuǎn)變是由缺陷產(chǎn)生速率與復(fù)合速率共同決定的。當單位時間內(nèi)級聯(lián)碰撞產(chǎn)生的缺陷數(shù)目大于由熱回復(fù)而導(dǎo)致的缺陷減少的數(shù)目時，缺陷有凈積累，自由能升高，中間相無序程度增加，最終形成非晶，否則，非晶無法形成。在中間相邊緣由于鄰近基體中合金元素的含量極低，濺射和輻照增強擴散共同導(dǎo)致合金元素在中間相周邊首先發(fā)生貧化；隨著中子輻照劑量的增加

15、，中間相的內(nèi)部也逐步發(fā)生合金元素的貧化現(xiàn)象，非晶轉(zhuǎn)變向芯部擴展。中子輻照還導(dǎo)致了中間相的粗化和溶解。中子輻照的濺射效應(yīng)使得合金元素在中間相附近富集，引起中間相的粗化；輻照增強擴散導(dǎo)致合金元素在鋯合金中趨于均勻化，即合金元素的溶解。3. 中子輻照對鋯合金氧化性能的影響關(guān)于鋯合金氧化膜組織結(jié)構(gòu)、氧化性能的研究，一直是核材料領(lǐng)域的重要課題。中子輻照對鋯合金氧化性能的影響，主要表現(xiàn)為2個方面：缺陷的影響與合金元素分布的影響。中子輻照產(chǎn)生大量的缺陷，這些缺陷有助于O2-離子的遷移，但缺陷對鋯合金氧化性能的影響程度與工作溫度緊密相關(guān)。在高溫區(qū)，由于熱激發(fā)產(chǎn)生的缺陷遠大于輻照產(chǎn)生的缺陷濃度，因此，輻照對氧化

16、速率的影響很??；在中溫區(qū)，輻照產(chǎn)生的缺陷濃度也遠大于熱激發(fā)產(chǎn)生的缺陷濃度，且由于溫度較高，缺陷的遷移性較好，氧化速率明顯高于無輻照條件下的氧化速率，形成典型的輻照增強腐蝕；在低溫區(qū)，輻照產(chǎn)生的缺陷濃度同樣遠大于熱激發(fā)產(chǎn)生的缺陷濃度，但由于溫度太低，缺陷的遷移性差，氧化速率無顯著變化，對腐蝕過程的影響較小。目前水冷堆包殼材料的工作溫度處于中溫區(qū)，因此，中子輻照較大程度地增強了均勻腐蝕速率。Rudling等曾懷疑鋯合金中間相的大小和分布對鋯合金的癤狀腐蝕有決定性的影響。Ogata等人否定了這種觀點，認為抗癤狀腐蝕性能與中間相的大小和分布沒有直接關(guān)系。Etoh則通過實驗，發(fā)現(xiàn)了中子輻照作用下Zr-2

17、氧化增重與快中子注量之間的關(guān)系：隨著快中子輻照劑量的增加，氧化增重減少。結(jié)合中子輻照對鋯合金元素成分分布的影響，可以推出：合金元素溶入基體而導(dǎo)致成分均勻化是提高鋯合金抗癤狀腐蝕的根本原因。這一推論與Ogata后來的實驗結(jié)論是相符的。4. 燃料元件輻照后破壞性檢驗為驗證燃料組件的有關(guān)設(shè)計、制造工藝和元件在堆內(nèi)的運行參數(shù)的合理性，需要進行輻照后檢驗。破壞性檢驗和無損檢驗是輻照后檢驗的重要組成部分，它對燃料芯塊、包殼和堆內(nèi)結(jié)構(gòu)部件在輻照下，尤其是高燃耗下的行為的深入了解是必不可少的。包容燃料芯體和裂變產(chǎn)物的元件包殼是反應(yīng)堆中工況最苛刻的重要部件，它面臨核燃料，承受著高溫、高壓和強烈的中子輻照，同時包

18、殼內(nèi)壁受到裂變氣體壓力、腐蝕、燃料腫脹及吸氫致脆和包殼與芯塊的相互作用等危害；包殼外壁受到冷卻劑壓力、沖刷、振動、腐蝕以及氫脆等威脅。元件包殼壁很薄，一旦破損，整個回路將被裂變產(chǎn)物污染。因此，必須保證服役時包殼的各項性能可靠。（1）拉伸試驗拉伸試驗主要是測量輻照后的包殼管的力學(xué)參數(shù)屈服強度。02,抗拉強度ob，延伸率5, 且與輻照前進行比較。°'2首先從輻照后的組件中抽出元件棒，在熱室中將元件棒切出一段，用作拉伸試驗。去掉芯塊后兩端加上端塞，即成為拉伸試樣。拉伸試驗是在熱室中的拉力試驗機上遙控進行的。操作時必須進行保溫，并且拉伸試驗時的應(yīng)變速率有一定的要求。試驗結(jié)果總體上為，

19、包殼輻照后，強度均有明顯升高，塑性下降。（2）爆破試驗包殼管爆破試驗是在包殼管內(nèi)部施加壓力而使包殼管失效的試驗。與拉伸試驗相比，它模擬了燃料芯塊與包殼間的瞬時相互作用，所以，更接近材料服役時的實際情況。試驗前去除包殼中的燃料芯塊，目的是防止在試驗時污染熱室和熱室內(nèi)的設(shè)備。從去除燃料芯塊的包殼管上切取一段樣品，并在兩端加上密封端塞。試驗時給樣品加熱直至要求溫度，然后從樣品內(nèi)部進行加壓直到失效。加壓一般用液壓法，也可用合適的氣體。從試驗過程中繪制的應(yīng)力-應(yīng)變曲線可得到屈服強度、抗拉強度、均勻延伸率和總延伸率。（3）蠕變試驗蠕變試驗需要較長的時間，它可以在拉伸試驗機或?qū)ｉT設(shè)計的蠕變試驗機上進行。與拉

20、伸試驗和爆破試驗相比，蠕變試驗更符合包殼管在反應(yīng)堆正常運行期間的服役情況。曾經(jīng)有人用爆破試驗設(shè)備進行蠕變和應(yīng)力馳豫試驗。前者所加的應(yīng)力是恒定的，而后者隨著包殼管的伸長應(yīng)力減弱。大量試驗表明，中子輻照對鋯合金包殼管的蠕變性能影響很大。可使蠕變速率明顯增加，甚至高達一個量級。所研究的新型鋯合金都應(yīng)具備更高要求的抗蠕變性能。這些方法與無損檢驗是搜集燃料、包殼和結(jié)構(gòu)部件在輻照下運行數(shù)據(jù)的基本手段。但要得到燃料輻照后物理性能、裂變元素組成等，需要進一步的檢驗方法。四、反應(yīng)堆壓力容器材料輻照損傷1. 影響反應(yīng)堆壓力容器材料輻照脆化的因素目前核電廠反應(yīng)堆壓力容器材料選用的Mn-Ni-Mo鐵素體低合金鋼，主要

21、有滿足ASMESA-508標準要求的SA508Gr.3合金鋼和滿足RCC-MM2111標準要求的16MND5合金鋼。根據(jù)壓力容器的服役環(huán)境，此類型合金鋼具有足夠的強度和斷裂韌性，良好的焊接性能以及大鍛件的組織均勻性，且具有優(yōu)良的抗中子輻照脆化性能。壓力容器材料的輻照損傷主要機理是:高能粒子和金屬的點陣原子發(fā)生一系列碰撞，從而在金屬內(nèi)部產(chǎn)生大量的點缺陷，點缺陷的存在同時將影響晶體中位錯的運動，這會使金屬發(fā)生硬化，表現(xiàn)為屈服強度提高，也會導(dǎo)致體心立方金屬韌性脆性轉(zhuǎn)變溫度上升，使材料經(jīng)長期輻照后在其使用溫度下變?yōu)榇嘈圆牧?，即引起材料的輻照硬化和輻照脆化。因此反?yīng)堆壓力容器材料的中子輻照損傷主要表現(xiàn)為

22、韌脆性轉(zhuǎn)變溫度升高、屈服強度增大和斷裂韌性值降低等，脆化影響因素主要包括:中子能譜、快中子注量、材料成分、輻照溫度和微觀結(jié)構(gòu)特性等。（1）材料成分因素:壓力容器低合金鋼中的各合金元素或大或小都有增大鋼的輻照脆化趨勢，但合金元素是細化晶粒、提高淬透性和減小回火脆性以及保證綜合性能所必需的，即不可缺少的，因此有必要研究主要影響元素的作用機理，以得到各自的含量限值。如鎳元素，銅元素，磷、硫元素，釩元素。（2）快中子注量快中子（E>1MeV）注量是影響材料輻照脆化的一個重要因素，隨著中子注量增加，更多的晶格原子受中子撞擊，產(chǎn)生點缺陷的數(shù)量隨之增多，使得脆化效應(yīng)增大。這種效應(yīng)一般在3X1019n/

23、cm2之后逐漸趨于飽和，表現(xiàn)為相應(yīng)曲線的平臺產(chǎn)生。（3）輻照溫度輻照效應(yīng)隨溫度的變化一般是相反的關(guān)系，即溫度愈高，輻照效應(yīng)愈小。主要原因是溫度的提高，有利于間隙原子與空位的結(jié)合，從而減少點缺陷的數(shù)量。核反應(yīng)堆壓力容器的壽期末退火法恢復(fù)韌性即利用加熱到高于輻照溫度時，輻照缺陷將會部分消失，使輻照效應(yīng)得到一定恢復(fù)。（4）微觀結(jié)構(gòu)特性金屬的晶粒尺寸和金相組織等微觀結(jié)構(gòu)特性，會影響材料受輻照脆化效應(yīng)的大小。一般來說組織細小的材料其輻照敏感性相應(yīng)較小。綜合幾方面因素可以看出，在除了從結(jié)構(gòu)設(shè)計上盡量降低反應(yīng)堆壓力容器承受的快中子注量外，重點要考慮控制材料的化學(xué)成分以使得材料具有足夠高的韌性儲備及低的快中子

24、輻照脆化敏感性。2. 減小輻照效應(yīng)的措施（1）化學(xué)成分控制和加工方面鋼的輻照效應(yīng)是由于快中子使晶格原子離位，產(chǎn)生許多點缺陷及其聚集而成的缺陷團造成的。這些缺陷團無序的分布在晶體中可能部分與輻照敏感元素結(jié)合形成復(fù)合的復(fù)雜缺陷，它們產(chǎn)生應(yīng)變能.使位錯啟動和運動受阻，從而引起硬化、強化和脆化。電子顯微分析發(fā)現(xiàn)，輻照可以加速有害元素的擴散，及與點缺陷的復(fù)合，形成富Cu沉淀、P偏析以及形成穩(wěn)定的集體缺陷團，這些缺陷與輻照硬化和脆化有密切的關(guān)系。經(jīng)過對KPv輻照效應(yīng)研究.需嚴格控制材料的冶煉和加工過程.才能達到在提高韌性的時減小輻照脆化效應(yīng)的目的： 冶煉時嚴格控制原料中有害雜質(zhì)和輻照敏感元素（P,Cu）的

25、含量，是減少輻照脆化的主要途徑。因此，應(yīng)選擇低磷、低銅和雜質(zhì)元素含量少的優(yōu)質(zhì)精料來制備反應(yīng)堆的KPV。 真空除氣要充分，盡量減少氣體，尤其是0和N,以便減少非金屬夾雜物，提高鋼的純凈度，但要注意Al/N比，最好在1.21.8之間。 盡量降低Cu的含量，以減小Cu-Ni，Cu-P的交互輻照脆化。若降低Cu實在有困難，降低P含量，使其控制在0.005%以下，同時，可適當放寬Cu的含量，但不宜超過0.06%。 盡量減少鋼中的非合金化元素，尤其是硅。 在滿足韌性要求下，Ni含量不宜過高，取中上限為宜；在滿足強度要求下，C取中限較好。若為了改善鋼的韌性而需要提高Ni含量的時候，應(yīng)該盡量降低Cu、P含量。 選