核压力容器用SA508-4N钢的奥氏体晶粒长大行为

在1050~1250℃温度范围内,实测了核压力容器用SA508-4N钢在不同保温时间下的奥氏体晶粒尺寸,研究了SA508-4N钢的奥氏体晶粒长大行为。结果表明,随加热温度及保温时间的增加,SA508-4N钢的奥氏体晶粒尺寸长大,温度由1050℃上升到1250℃时,奥氏体晶粒尺寸呈指数增长。由此得到了SA508-4N钢加热过程中,奥氏体平均晶粒尺寸与保温时间关系的Beck方程,建立了奥氏体晶粒尺寸与加热温度和保温时间之间的Sellars模型,并验证了模型的准确性。

反应堆压力容器用钢的淬透性问题

利用Formastor-FⅡ全自动相变测量装置测试了SA508-3钢和SA508-4N钢的相变点,得出了两种核压力容器用钢的完整CCT曲线,并在试验基础上对SA508-3和SA508-4N钢的淬透性极限问题进行了探讨。结果表明:SA508-4N钢的强度、低温韧性、淬透性极限相比于SA508-3钢有显著提高。随着反应堆压力容器向大型化和一体化方向发展,具有更高强韧性和淬透性的SA508-4N钢将可能逐步替代SA508-3钢而获得工程应用。

反应堆压力容器用低合金钢平衡相热力学计算与分析

利用Thermo-calc热力学计算软件对反应堆压力容器用508-3和508-4N低合金钢的热力学平衡相进行计算和比较。结果表明:在ASME规定的回火温度范围内,508-3钢中的平衡相主要为两种M3C型碳化物(渗碳体和ξ-碳化物),508-4N钢中的平衡相为M23C6型碳化物。根据平衡相在α-铁和γ-铁中的析出驱动力讨论了两种钢中平衡相的析出行为。利用TEM观察实际508-3钢和508-4N钢调质态样品的微观组织,衍射斑标定析出相分别为M3C和M23C6,与热力学计算结果相符合。