国内RPV堆芯段材料辐照损伤数据集

在核电厂服役过程中，温度、快中子辐照作用会使RPV堆芯段材料强度增加和韧性降低，影响RPV结构完整性，进而威胁核电厂的运行安全。本数据集选择RPV堆芯段为研究对象，开展RPV堆芯段材料（16MND5）实验堆高中子注量（11×10^19n/cm^2，E＞1.0MeV）辐照试验，通过对标准试样开展相应的辐照后力学性能试验（拉伸试验、冲击试验和断裂韧性试验），开展辐照样品中子注量测量和快中子计算，获取材料相应的辐照后性能数据；针对国产RPV材料SA-508 Gr.3 Cl.1钢开展低温（200℃±15℃）条件下中子辐照试验，获得特定快中子注量条件（不低于2×10^18 n/cm^2，E＞1.0 MeV）下RPV 堆芯段材料辐照后的力学性能数据（包括拉伸性能、冲击性能和断裂韧性），并开展辐照样品中子注量测量及计算，分析阐明低温中子辐照条件对RPV堆芯段材料性能损伤的影响；整合分析了国内实验堆辐照数据和商用堆RPV辐照监督管数据，结合国外RPV材料辐照损伤数据集相关成果，研究材料化学成分、辐照温度、加工方式、中子注量和中子注量率等因素对辐照损伤的影响机理，揭示多因素耦合条件下辐照损伤行为规律，可用于自主知识产权RPV辐照损伤预测模型及分析评价程序的开发的应用，解决我国核电站RPV材料延寿论证的关键卡脖子技术问题。

搜集汇总

背景与挑战

背景概述

本数据集针对核电厂反应堆压力容器（RPV）堆芯段材料，通过高中子注量和低温辐照试验，系统获取了16MND5和SA-508 Gr.3 Cl.1钢的辐照后拉伸、冲击及断裂韧性等力学性能数据，并结合商用堆监督管数据及国外研究成果，分析了化学组分、辐照温度、中子注量等多因素对辐照损伤的影响，旨在支撑自主RPV辐照损伤预测模型的开发及核电站延寿论证。