[发明专利]一种能提高核电站反应堆用钢抗辐照性能的方法

说明书

本发明涉及核反应容器技术领域，公开了一种能提高核电站反应堆用钢抗辐照性能的方法，包括：使材料的晶粒细化至平均晶粒尺寸范围为0.7μm‑1.8μm。该方法能够抑制辐照条件下核电站反应堆用钢中空位型缺陷及溶质原子团簇的增加，改善材料在辐照过程中出现的脆化现象。

技术领域

本发明涉及核反应容器技术领域，尤其涉及一种能提高核电站反应堆用钢抗辐照性能的方法。

背景技术

随着人口的高速增长与经济发展的需求日益提升，能源短缺的问题日益凸显，能源不足可能成为制约经济发展的一大瓶颈。因环保需求，常规的火力发电方式所占比重开始慢慢减少，而风力发电、水力发电等较环保的发电方式发电量不稳定，季节性变差差异大，应用范围也受到一定制约。综合来看，核能发电的效率高且发电量较稳定，具有更好的前景。核能发电时，核反应堆的压力容器、安全壳及压力管道等部件起到支撑反应堆基础结构的作用，是核反应堆的最后一道安全屏障。这些核反应容器在使用时长期受到辐照，高能的辐照粒子轰击材料表面，使得材料的微观组织性能及宏观力学性能容易发生变化，产生硬化及脆化等现象，使核反应容器的安全性降低。因此，需要提供一种能提高核电站反应堆用钢抗辐照性能的方法，以保证核反应容器的稳定性与安全性。

发明内容

为了克服现有技术的不足，本发明提供一种能提高核电站反应堆用钢抗辐照性能的方法，该方法能够抑制晶粒内部的空位型缺陷及溶质原子团簇的增加，改善材料在辐照过程中出现的脆化现象。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：

提供了一种能提高核电站反应堆用钢抗辐照性能的方法，使材料的晶粒细化至平均晶粒尺寸范围为0.7μm-1.8μm。

作为上述技术方案的改进，所述材料的晶界包括5％-30％的大角度晶界、70％-95％的亚晶界及0-20％的CSL晶界，其中3≤Σ≤9。

作为上述技术方案的进一步改进，晶粒细化的方法为：使所述材料产生变形量为30％-60％的形变。

作为上述技术方案的进一步改进，晶粒细化的方法为：使所述材料产生变形量为50％的形变。

作为上述技术方案的进一步改进，使所述材料产生形变的方法为：对所述材料进行冷轧。

作为上述技术方案的进一步改进，对所述材料进行冷轧的方法为：对所述材料分若干次进行冷轧，每次冷轧时按相同比例下压。

作为上述技术方案的进一步改进，使所述材料产生形变的方法为：对所述材料进行等通道转角挤压。

作为上述技术方案的进一步改进，用内角为90°，外角为20°的等通道转角挤压模具对所述材料进行单次挤压。

作为上述技术方案的进一步改进，用内角为150°，外角为0°的等通道转角挤压模具对所述材料进行多次挤压。

作为上述技术方案的进一步改进，选用B_C路径对所述材料进行多次挤压。

本发明的有益效果是：该方法能够抑制辐照条件下核电站反应堆用钢中空位型缺陷及溶质原子团簇的增加，改善材料在辐照过程中出现的脆化现象。

附图说明

下面结合附图和实施例对本发明进一步说明：

图1是本发明一个实施例中材料在不同变形量时晶粒内部空位型缺陷浓度增加量的对比示意图；

图2是本发明一个实施例中材料在不同变形量时试样辐照层溶质原子团簇的平均半径的对比示意图；

图3是本发明一个实施例中材料在不同变形量时因辐照导致的屈服强度增加量的对比示意图；

图4是本发明一个实施例中等通道转角挤压模具的角度示意图。

具体实施方式