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【摘要】本文就压力容器（RPV）材料在核电工程中的应用现状进行简单的陈述，并介绍了现代RPV材料的相关特殊要求，详细地研究了RPV及其结构材料的相关发展。
【关键词】压力容器（RPV）；材料；发展
1.引言
材料的相关质量以及性能与设备的安全可靠性有着很重要的关系，尤其是对于核电工程设备的反应堆压力容器（RPV）更加应该这样的。一旦RPV设备遭到了相关的破坏，后果一般会很严重的。所以，我们对于材料的相关质量也是提出了比较高的要求。
核电设备的一些相关的特征，比如说整体化、长寿化、大型化都会在一定程度上造成比较大的相关的经济效益。因此，世界核电产业也是一直向着整体化、大型化以及长寿化的相关方向在不断向前发展着。
为了较好地适应核电设备大型化发展的相关需要，使得大型核电主设备的相关国产化目标能够得到比较快的实现，我们正在以工业生产的相关规模开展大型构件的一些相关的研制工作，在不断的努力之下，大量的RPV锻件也是已经得到了大量的生产，但是一些相关的生产工艺仍旧需要得到比较好的改善，以此来在一定程度上降低报废率，从而提高产品的相关质量的稳定性，不断满足我国核电工程的快速发展的相关需要。我们应当比较充分地借鉴一些国外的发展核电工程材料的一些相关的比较成功的相关经验和比较优秀的科研成果，这些也是对于在一定程度上提高我国核电设备材料的相关质量具有很重要的现实意义。
2.现代RPV材料的一些特殊要求
在整个设计寿期内现代RPV也是一种不可替代的设备，在工作的过程之中会在一定程度上承受一些高温高压的相关作用，使用工况条件也是相当的恶劣，事故的后果也是非常的严重。现代的一些RPV系锻焊结构，它们的制造工艺也是比较的复杂，需要检验的相关项目也很多，它的制造周期也是很长，质量要求也很高，这些都使得它的结构材料应当满足一些相关的特殊要求：1.应当具有比较优良的冶金质量；2.应当具有比较适当的相关强度；3.应当具有优良的耐时效化性能；4.应当具有较好的塑韧性；5.应当具有优良的焊接性以及冷热加工性能。
3.RPV及其结构材料的一些发展情况
3.1 RPV的发展趋势
核电设备的相关特征，诸如整体化、大型化、长寿化能够带来比较大的经济效益，整体化的发展能够在一定程度上相应减少RPV的有效焊接，缩短了其在役检查的时间，还能够在一定程度上提高RPV的相关完整性。
3.2 国外RPV结构材料的一些发展状况
在这里我们以美国的RPV材料的相关发展作为分析对象，在早期的美国，核电厂RPV设计所选用的一些结构材料主要是对于它的焊接性以及使用性能都有比较深入的研究。随着核电厂不断向着大型化的方向发展，RPV的体积、重量也是越来越大，主要原因是212B钢的高温性以及淬透性能都是比较差的，不能满足大型、厚壁RPV对于相关材料性能的要求。所以，我们就开始研制发展302B钢（Mn.Mo钢），锻件材料为A336钢（Mn-Mo-Ni钢）。在A302B钢之中加Ni进行相关地改进，在一定程度上能够比较好地适应RPV朝着大型化的方向发展。
3.3 国内RPV材料的发展
我们国内的核电工程相对来说发展得比较晚，20世纪80年代初，我们已经开始直接开展的一些相关的工业性的相关试制，以ASME规范材料A508.3钢作为主要的依据，并且比较迅速地取得了大量的全面性能试验数据，这主要包括65 t钢锭斌制的RPV堆芯简体508.3锻件模拟件。一些相关的研究结果能够在一定程度上满足ASME规范材料标准以及试制大钢的要求，紧接着在90年代之初，以60万千瓦级核电厂RPV堆芯筒体锻件为目标的模拟锻件的相关工艺优化试制的相关研究得到了更加进一步地开展，锻件材料的一些全面性能也是因此得到了很大程度上的提高，也是达到了当时同类锻件的一些相关的国际质量水平，这在一定程度上也是为现代大型RPV锻件材料的国产化奠定了比较坚实的基础。经过这些年的不断努力，我们国家也是已经初步具备了生产现代大型RPV锻件的相关能力。
3.4 RPV材料制造的一些发展情况
为了能够比较好地使现代RPV设备整体化、大型化以及长寿化发展的相关需求得到有效地满足，国外也是对于现代的一些核电设备用大型锻件的制造技术以及核应用能够开展比较多的研究性工作，并且在相关的技术上取得了比较好的进步，我们也开始开发一些适用于制造现代化大型核电设备的新工艺以及新技术，奠定了生产现代大型以及特大型核电设备的坚实基础。一些主要的研究成果如下：
（1）为了使得钢中的有害物质能够得到有效的降低，我们开发了真空浇铸、钢包精炼、真空脱气的冶炼技术，这项新技术在一定程度上极大地提高了现代RPV材料的一些相关冶金质量。
（2）我们成功地在RPV大型整体化锻件的生产过程之中应用整体化锻造技术。
（3）我们为了比较好地提高钢水的利用率，充分减少简体锻件内表面的成分偏析，能够在一定程度上有效地降低堆焊层下产生的焊接裂纹以及再热裂纹的敏感性并且有效地开发了空心钢锭生产技术。
（4）我们成功地开发体外锻造技术，能够生产一些超大直径的特大锻件，在一定程度上有效地打破了万吨水压机机内锻压空间的相关局限性。
4.结论
根据国内外大型RPV材料大量的试验研究成果以及生产实践经验的相关总结，我们得出了解到尽可能地去提高淬火冷却的相关速率，对RPV制造过程之中焊后消除应力热处理对力学性能的影响进行综合地考虑，在一定程度上有效地提高材料的淬透性以及大型锻件性能热处理的淬火冷却速率，从而能够获得下贝氏体组织，与此同时，这也是能够有效地防止冲击韧性在焊后的热处理过程之中显著下降的一种很重要的保证。
参考文献
[1] Onodera S.Manufacturing of Ultra-large Diameter 20MnMoNi55 Steel Forgings for Reactor Pressure Vessels and their Properties[J].Nuclear Engineering and Design，1985.84：261.272.
[2] Kodaira T_Evaluation of Neutron Irradiation Em.brittlement of Heavy Section Nuclear Rector PressureVessel Steels in Terms on Esfic-Plastic Fracture Toughness[y1.Nuclear Engineering and Design，1985，85：1-13
[3] Soulat P.The Effect of Irradiation on the Toughness of Pressurized Water Rector Vessel Steels under Different Service Conditions[J].Nuclear Engineering and Design，1984.81：61-68.
[4] Kikutake T.Improvement of Properties in Heavy Section Nuclear for Steel Plants[M].Tokai.Shi.Aichi-Ken，Japan：Nippon Steel Corporation.1980.
[5] Haverkamp K D.Effect of Heat Treatment and Precipitation State on Toughness of Heavy Section Mn.Mo-Ni SteeI for Nuclear Power Plants Components [J].Nuclear Engineering and Design，1984，81：207—217.
【关键词】压力容器（RPV）；材料；发展
1.引言
材料的相关质量以及性能与设备的安全可靠性有着很重要的关系，尤其是对于核电工程设备的反应堆压力容器（RPV）更加应该这样的。一旦RPV设备遭到了相关的破坏，后果一般会很严重的。所以，我们对于材料的相关质量也是提出了比较高的要求。
核电设备的一些相关的特征，比如说整体化、长寿化、大型化都会在一定程度上造成比较大的相关的经济效益。因此，世界核电产业也是一直向着整体化、大型化以及长寿化的相关方向在不断向前发展着。
为了较好地适应核电设备大型化发展的相关需要，使得大型核电主设备的相关国产化目标能够得到比较快的实现，我们正在以工业生产的相关规模开展大型构件的一些相关的研制工作，在不断的努力之下，大量的RPV锻件也是已经得到了大量的生产，但是一些相关的生产工艺仍旧需要得到比较好的改善，以此来在一定程度上降低报废率，从而提高产品的相关质量的稳定性，不断满足我国核电工程的快速发展的相关需要。我们应当比较充分地借鉴一些国外的发展核电工程材料的一些相关的比较成功的相关经验和比较优秀的科研成果，这些也是对于在一定程度上提高我国核电设备材料的相关质量具有很重要的现实意义。
2.现代RPV材料的一些特殊要求
在整个设计寿期内现代RPV也是一种不可替代的设备，在工作的过程之中会在一定程度上承受一些高温高压的相关作用，使用工况条件也是相当的恶劣，事故的后果也是非常的严重。现代的一些RPV系锻焊结构，它们的制造工艺也是比较的复杂，需要检验的相关项目也很多，它的制造周期也是很长，质量要求也很高，这些都使得它的结构材料应当满足一些相关的特殊要求：1.应当具有比较优良的冶金质量；2.应当具有比较适当的相关强度；3.应当具有优良的耐时效化性能；4.应当具有较好的塑韧性；5.应当具有优良的焊接性以及冷热加工性能。
3.RPV及其结构材料的一些发展情况
3.1 RPV的发展趋势
核电设备的相关特征，诸如整体化、大型化、长寿化能够带来比较大的经济效益，整体化的发展能够在一定程度上相应减少RPV的有效焊接，缩短了其在役检查的时间，还能够在一定程度上提高RPV的相关完整性。
3.2 国外RPV结构材料的一些发展状况
在这里我们以美国的RPV材料的相关发展作为分析对象，在早期的美国，核电厂RPV设计所选用的一些结构材料主要是对于它的焊接性以及使用性能都有比较深入的研究。随着核电厂不断向着大型化的方向发展，RPV的体积、重量也是越来越大，主要原因是212B钢的高温性以及淬透性能都是比较差的，不能满足大型、厚壁RPV对于相关材料性能的要求。所以，我们就开始研制发展302B钢（Mn.Mo钢），锻件材料为A336钢（Mn-Mo-Ni钢）。在A302B钢之中加Ni进行相关地改进，在一定程度上能够比较好地适应RPV朝着大型化的方向发展。
3.3 国内RPV材料的发展
我们国内的核电工程相对来说发展得比较晚，20世纪80年代初，我们已经开始直接开展的一些相关的工业性的相关试制，以ASME规范材料A508.3钢作为主要的依据，并且比较迅速地取得了大量的全面性能试验数据，这主要包括65 t钢锭斌制的RPV堆芯简体508.3锻件模拟件。一些相关的研究结果能够在一定程度上满足ASME规范材料标准以及试制大钢的要求，紧接着在90年代之初，以60万千瓦级核电厂RPV堆芯筒体锻件为目标的模拟锻件的相关工艺优化试制的相关研究得到了更加进一步地开展，锻件材料的一些全面性能也是因此得到了很大程度上的提高，也是达到了当时同类锻件的一些相关的国际质量水平，这在一定程度上也是为现代大型RPV锻件材料的国产化奠定了比较坚实的基础。经过这些年的不断努力，我们国家也是已经初步具备了生产现代大型RPV锻件的相关能力。
3.4 RPV材料制造的一些发展情况
为了能够比较好地使现代RPV设备整体化、大型化以及长寿化发展的相关需求得到有效地满足，国外也是对于现代的一些核电设备用大型锻件的制造技术以及核应用能够开展比较多的研究性工作，并且在相关的技术上取得了比较好的进步，我们也开始开发一些适用于制造现代化大型核电设备的新工艺以及新技术，奠定了生产现代大型以及特大型核电设备的坚实基础。一些主要的研究成果如下：
（1）为了使得钢中的有害物质能够得到有效的降低，我们开发了真空浇铸、钢包精炼、真空脱气的冶炼技术，这项新技术在一定程度上极大地提高了现代RPV材料的一些相关冶金质量。
（2）我们成功地在RPV大型整体化锻件的生产过程之中应用整体化锻造技术。
（3）我们为了比较好地提高钢水的利用率，充分减少简体锻件内表面的成分偏析，能够在一定程度上有效地降低堆焊层下产生的焊接裂纹以及再热裂纹的敏感性并且有效地开发了空心钢锭生产技术。
（4）我们成功地开发体外锻造技术，能够生产一些超大直径的特大锻件，在一定程度上有效地打破了万吨水压机机内锻压空间的相关局限性。
4.结论
根据国内外大型RPV材料大量的试验研究成果以及生产实践经验的相关总结，我们得出了解到尽可能地去提高淬火冷却的相关速率，对RPV制造过程之中焊后消除应力热处理对力学性能的影响进行综合地考虑，在一定程度上有效地提高材料的淬透性以及大型锻件性能热处理的淬火冷却速率，从而能够获得下贝氏体组织，与此同时，这也是能够有效地防止冲击韧性在焊后的热处理过程之中显著下降的一种很重要的保证。
参考文献
[1] Onodera S.Manufacturing of Ultra-large Diameter 20MnMoNi55 Steel Forgings for Reactor Pressure Vessels and their Properties[J].Nuclear Engineering and Design，1985.84：261.272.
[2] Kodaira T_Evaluation of Neutron Irradiation Em.brittlement of Heavy Section Nuclear Rector PressureVessel Steels in Terms on Esfic-Plastic Fracture Toughness[y1.Nuclear Engineering and Design，1985，85：1-13
[3] Soulat P.The Effect of Irradiation on the Toughness of Pressurized Water Rector Vessel Steels under Different Service Conditions[J].Nuclear Engineering and Design，1984.81：61-68.
[4] Kikutake T.Improvement of Properties in Heavy Section Nuclear for Steel Plants[M].Tokai.Shi.Aichi-Ken，Japan：Nippon Steel Corporation.1980.
[5] Haverkamp K D.Effect of Heat Treatment and Precipitation State on Toughness of Heavy Section Mn.Mo-Ni SteeI for Nuclear Power Plants Components [J].Nuclear Engineering and Design，1984，81：207—217.