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中子辐照下腐蚀诱发的氢与钢中新生纳米缺陷的相互作用

叶夫根尼·克拉西科夫

随着驱动核电站（NPP）使用寿命的延长，必须更多地考虑对成熟部件损坏可能存在的误解。诚信验证检查增加了令人满意的工厂福祉边缘的成功支持。一般来说，反应堆压力容器（RPV）是核电站的关键基础部分，决定着原子力装置的寿命。自然地促使RPV的回火钢侵蚀预防包壳的破裂被认为是支持轻水反应堆的专门问题之一。这样，由于熔覆不合格，点燃的RPV钢由于进入冷却剂而出现氢（作为消耗品）脆化的问题。考虑了中子注量和光照温度对钢/氢通讯（吸附、解吸、分散、不同堆积速度下的机械性能、光后强化）的影响。通过比较对RPV钢力学性能的影响，分析清楚地发现，中子注量越高、光温越低，氢辐射沙漠越多。进行了氢气收集检查和温解吸检查，以证明在光照沙漠中捕获氢气的证据。从通常在低温下点燃的例子中可以看出，其对氢脆的脆弱性非常高。无论如何，这种无助感会随着光温的增加而减弱。为了评估 RPV 持久寿命评估和预测的策略，应该在发光金属-氢通信方面做更多的工作，以更可靠地筛选 RPV 材料的状态。随着正在运行的原子力工厂（NPP）使用寿命的延长，必须更多地考虑对成熟部件退化的预期误判。可信度确认调查增加了令人满意的工厂健康优势的成功支持。从根本上来说，反应堆压力容器（RPV）是核电站的关键辅助部件，决定着原子力发电厂的寿命。防止 RPV 包壳经过处理的钢侵蚀的地球引发破裂已被认为是轻水反应堆维护中的特殊问题之一。因此，由于包层令人失望，由于进入冷却剂，点燃的 RPV 钢的氢（作为消耗品）脆化的问题出现了。进行氢气聚集测试和温脱附测试以证明光照潜逃时捕获氢气的证据。从通常在低温下照射的例子中可以看出，对氢脆的防御能力非常高。无论如何，无防御能力会随着光温的增加而减弱。为了评估 RPV 剩余寿命评估和预测的策略，应该在轻金属-氢关联上做更多的工作，以更可靠地筛选 RPV 材料的状态。RPV 是一个巨大的固定结构，依赖于脆化和成熟，其替代成本非常高。从根本上来说，RPV 的状态决定了原子力装置的寿命。地球促进了RPV包壳处理后钢铁消耗的突破，这被认为是支持和发展轻水反应堆的特殊问题之一。在 JPDR（日本电力示范反应堆）进行 13 000 次净长期活动后，发现了导致包壳出现大范围破裂的情况 [2]。部分断裂已经到达基底金属并进一步进入 RPV 作为有限侵蚀。这样，由于熔覆效果不佳，轻质 RPV 钢由于接触冷却剂而出现氢脆问题。在初始氢的主要来源中，最关键的来源是钢/水界面处的侵蚀响应。在这方面，为了提高 RPV 剩余寿命评估的准确性，必须在轻金属-氢合作方面做更多工作，以便更可靠地跟踪 RPV 的材料状态。评估 VVER-440 装置的外壳采用俄罗斯 15Cr2MoV 钢。各种类型的示例——光滑、锯齿、环模 表 3 包含由于氢化而对未辐照和照明的光滑和刻痕示例的延展性产生影响的信息。从这些结果可以看出，氢化可以稍微改变质量界限，但会导致柔韧性显着降低。这种影响对于缩进的示例尤其明显。因此，金属结构的任何缺陷都会影响氢脆的水平。这种影响还通过中子照射而升级，在此期间多功能属性可能会降至零。必须强调的是，强烈点燃的刻痕样品的氢化会影响材料的质量（从 1380 MPa 降至 614 MPa）——这可能是危险的倾向。从表 4 中可以获取重要数据，其中介绍了“氢化/回火”的重新排列模式对中子照射钢的影响。可以清楚地观察到，循环处理降低了材料的多功能性和质量。因此，在原子力装置活动的瞬态系统中，RPV 钢的氢脆的发展更为合理。同时地，从表4可以看出，光钢化后基本上完全消除了单独“辐照+氢化”场景的结果。这些研究再次表明，存在氢化带来的残留（未通过增韧恢复）劣化影响，如之前光滑和锯齿状柔韧示例所证明的那样。随后，RPV钢以中等高位点燃（