核電站壓力容器用鋼的組織與力學性能研究.pdf

1、目前商業(yè)應(yīng)用最廣泛的核電站壓力容器材料為SA508-3鋼。但隨著反應(yīng)堆壓力容器向大型化和一體化方向發(fā)展，對材料性能的要求進一步提升，而SA508-3鋼較難保證特厚截面上的組織均勻性和性能穩(wěn)定性。在此情況下，具有較高的強度和較高的韌性的SA508-4低合金鋼，可以幫助在不久的將來推出具有更高安全性和經(jīng)濟性的先進壓水堆系統(tǒng)。
　　本文首先通過比較目前已被廣泛商業(yè)應(yīng)用的SA508-3鋼和還未被應(yīng)用但作為第四代核電站備選材料的 SA508

2、-4鋼的組織與力學性能，了解SA508-4鋼與SA508-3鋼的區(qū)別和聯(lián)系。之后通過改變SA508-4鋼的熱處理工藝及化學成分來研究其對SA508-4鋼的組織與力學性能的影響，從而獲得具有最佳綜合性能的熱處理工藝和化學成分含量。主要研究化學成分和熱處理工藝中的奧氏體化溫度、淬火冷卻速度、回火保溫溫度和回火保溫時間對鋼材組織結(jié)構(gòu)及其力學性能的影響。本文主要利用Thermo-Calc熱力學軟件對其進行熱力學計算，作為研究析出相的理論基礎(chǔ)；利

3、用金相顯微鏡、掃描電子顯微鏡及透射電子顯微鏡觀察材料經(jīng)過熱處理后的組織結(jié)構(gòu)；利用MH-6型顯微硬度計、萬能試驗機和沖擊試驗機對試樣進行顯微維氏硬度、室溫拉伸性能、低溫沖擊韌性等力學性能測試，分析研究熱處理工藝及化學成分對力學性能的影響；利用掃描電子顯微鏡觀察試樣拉伸斷裂和沖擊斷裂后的斷口形貌，從而判斷試樣斷裂方式；利用Image-Pro plus軟件對析出物的分布進行統(tǒng)計，從而研究析出碳化物與力學性能的關(guān)系；利用透射電子顯微鏡的衍射斑點

4、及X射線衍射鑒定析出碳化物類型。對比SA508-3鋼和SA508-4鋼可知，經(jīng)過熱處理后的SA508-4鋼的硬度、強度、塑性和低溫沖擊韌性值都較SA508-3鋼有一定的提升。而熱處理工藝和化學成分主要通過影響SA508-4鋼的析出物和淬透性來影響力學性能的，隨著回火保溫時間的增加，強度逐漸降低，韌性和塑性逐漸升高，硬度基本不變；隨著回火溫度的升高，強度先降低后增加，韌性和塑性先增加后降低，硬度逐漸降低；隨著回火工藝參數(shù)P的增大，強度先降