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反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)作为核电站不可更换的关键性设备,其寿命通常是核电站寿期的决定性因素之一。RPV钢在长时间的中子辐照、高温高压环境下会发生脆化,表现为韧脆转变温度升高,从而影响核电站的安全运行。高温气冷堆是一种新型的具有固有安全性并且可以高效发电的核电堆型,其RPV的运行温度异于压水堆RPV的运行温度。所以本文将针对高温气冷堆运行温度下RPV钢的辐照脆化机制和热处理特性开展研究。研究选取我国高温气冷堆示范电站使用的国产低铜RPV钢A508-3进行离子辐照、热时效和辐照后退火系列性研究。离子辐照实验使用3 MeV铁离子在高温(250oC)和常温下进行;热时效实验的温度选取为405oC;辐照后退火实验在250~750oC不同温度下进行。正电子湮灭、三维原子探针、纳米压痕硬度等技术用以表征RPV钢中的空位型缺陷、团簇型缺陷、机械性能变化等。针对空位型缺陷的研究表明,辐照在RPV钢后产生了大量空位型缺陷:常温辐照下RPV钢中的空位型缺陷随辐照剂量增大而增加进而饱和;而高温辐照后RPV钢中的空位型缺陷随辐照剂量增大先增加后减少再增加,且高温辐照后RPV中的空位型缺陷少于同等剂量的常温辐照样品。这是由于高温的退火效应使一部分空位型缺陷得到了回复。针对团簇型缺陷的研究表明,辐照在RPV钢中也会产生大量的团簇型缺陷,这种缺陷为Mn-Ni-Si型溶质原子团簇,而且高温辐照下RPV钢中的团簇型缺陷比常温辐照下的团簇型缺陷尺寸更大、密度更高。而在405oC热时效1000小时后RPV钢中没有观测到团簇型缺陷的产生。针对机械性能和结构形貌的研究表明,RPV钢在辐照后会发生硬化,且团簇型缺陷比空位型缺陷对材料硬化的影响更大;辐照后RPV钢的组织结构和表面形貌未发生明显变化。最后,针对缺陷和机械性能的辐照后退火回复研究表明,退火能够有效地回复RPV钢中的空位型缺陷和机械性能:高于450oC的退火能够基本回复辐照产生的空位型缺陷,而750oC退火可以基本完全回复RPV钢的机械性能。本工作首次针对我国国产低铜高温气冷堆压力容器材料A508-3,开展了在高温堆压力容器服役温度250oC下的系列研究,确认了辐照后我国低铜RPV钢中的团簇型缺陷主要为Mn-Ni-Si型,且导致高温气冷堆RPV钢服役脆化的主要机制与压水堆压力容器材料相似。