由于大多數現役輕水反應堆正在考慮延長使用壽命，關于壓力容器鋼材受熱和輻射引起的材料疲勞的研究變得至關重要，其相關數據也逐漸被重視。荷蘭NRG公司研究了亞美尼亞Metsamor反應堆，通過對該反應堆進行專門的數據采樣，有助于確保這些輕水堆長期安全運行。

輕水反應堆(LWRs)是最常見的核反應堆類型。世界上有350同種類型反應堆，設計壽命30至40年，現在大多數核電站計劃將壽命延長到60年甚至80年。為了確定這是否安全可行，對反應堆壓力容器完整性的評估是至關重要的。壓力容器被認為是不可替代的，或者更換成本過高。但在運行過程中，中子輻射和熱疲勞會導致壓力容器鋼的硬化和脆化，因而影響其使用壽命。為了預測它何時會達到壽命極限，必須確定工廠運行期間鋼的機械退化率。

有限的數據

核電站的獨立監督員執行定期的疲勞監測計劃，對鋼樣本進行抽查以確定核電站是否能安全運行。監測樣本通常被放置在反應堆容器內。它們比容器更接近堆心，受到更大的輻射劑量，因此監視樣本的老化速度比壓力容器快，可以用來預測材料的狀態。

這項監測計劃持續了30-40年，但即使采取了適當的措施來監測單個反應堆40年來的材料狀態，但對于40年后鋼材如何老化，數據仍然有限。為了將現有核電站的運行壽命延長到60或80年，需要更深入地了解這些老化過程和金屬特性的任何不利變化。

為了獲得這些數據，2013年，荷蘭核研究機構NRG在獲得亞美尼亞Metsamor工廠的監控樣本后，啟動了輕水反應堆壓力容器結構材料(Strumat)的國際項目。作為NRG和Metsamor之間合作協議的一部分，亞美尼亞監測計劃的最后一個(第六個)標本在反應堆堆芯中存放了27年，于2012年被撤回并運送到NRG進行檢測。

監視包括熱疲勞和中子輻照的監視標本。“這些材料是獨一無二的”，NRG的Murthy Kolluri和Lida Magielsen說。“這些樣本接受的中子輻射劑量比核反應堆中鋼鐵必須承受60年的最大中子輻射量大五倍。對這些樣品的研究將使我們能夠了解材料的表現，以及核反應堆長期運行后反應堆容器鋼的內部結構如何變化。通過收集這些數據，研究材料是否會出現斷裂的趨勢”。

單純的熱疲勞并非問題所在

Strumat計劃正在滿足全世界對更多數據和測試的需求。在該計劃中，NRG正在與歐盟委員會的聯合研究中心以及亞美尼亞核研究中心合作。2017年1月，在《核材料雜志》上發表了對這些監視試樣的熱老化效應研究的第一個結果，這些試樣在290°C下經過了27年(約20萬小時)的熱疲勞(但沒有經過輻照)。結果表明，熱疲勞對VVER-440型壓力容器鋼的壽命影響不大。

在經過拉伸和沖擊試驗后，結果也容器鋼沒有出現明顯的熱疲勞現象。經過熱疲勞試驗后的金屬，其焊接部分耐受沖擊性能沒有退化，微觀結構的晶相沒有明顯變化。在微觀結構中觀察到的微小變化并不影響機械性能，而斷口形態在長期熱老化后基本保持不變。

這和以前對長期熱疲勞影響的相關研究結果一致，對VVER-440型鋼已經有了有類似的結論。然而，熱疲勞的影響對于用于其他類型反應堆的鋼來說可能會更明顯。

輻射研究

在初步研究取得進展之后，NRG的研究人員開始研究輻照誘發的退化。“中子輻射顯然對硬化和脆化機制影響最大”，Magielsen說，“例如，拉伸試驗的結果顯示，這些材料有明顯的脆化現象”。

NRG還利用透射電子顯微鏡(TEM)進行微觀結構研究，試圖評估鋼鐵退化的新機制，如所謂的‘晚期綻放階段’。“沒有人知道該階段是否真的發生，這可能是確定這種材料在高中子通量下具體表現的一個重要參數”，Magielsen說。

Lyra項目提供有效預測

Strumat最重要的目標之一是獲得更多關于LWR結構鋼長期老化和輻照后的機械性能以及硬化和脆化機制的數據。除了來自Metsamor反應堆的監測樣本外，Lyra項目(Strumat計劃的一部分)提供了寶貴的數據和知識，可用于驗證現有的預測模型，這些模型通常適用于不超過40年。

在高通量反應堆中，西方和俄羅斯核電站的反應堆容器中使用的鋼材樣品正在接受輻照，其總輻射劑量與已經運行了60至80年的反應堆核心的總劑量相當。目前正在研究各種鋼的成分，以確定哪些化學元素在長時間暴露于中子后對鋼強度的影響最大。

相關數據和經驗將用于驗證目前的關聯預測模型，以及開發幫助核電站安全長期運行的程序。Lyra項目的結果可以讓人們更好地了解這些因素。

NRG還在使用一種稱為重組的方法來重新使用研究材料，以便收集更多關于金屬屬性的數據。目前正在進行研究，以確定能否用退火法來恢復輻照材料的特性。“在俄羅斯，這種方法以前曾被用于延長VVER-440反應堆的壽命。我們將對其他品種的壓力容器鋼也通過這種方法進行研究。研究的成功可以為其他類型的核電站的長期安全運行和壽命延長做出貢獻”，Kolluri說。