厚壁SA508C1.3钢接管段锻件的热处理

核反应堆压力容器用接管段锻件的材质为ASME标准中的SA508C1．3钢，取样部位的壁厚为364mm，技术要求高。在调质热处理时，淬火温度选为850-930℃，并强力、快速冷却。最终获得了满意的性能。

A508c1.3钢动态再结晶晶粒长大模型的研究

本文采用热模拟与定量金相分析法研究了核电 A5 0 8c1.3钢的动态再结晶晶粒长大过程 ,结果表明 ,在变形后的高温停顿初始阶段 ,温度越高 ,动态再结晶晶粒长大速度越快。采用多元非线性回归分析得到了动态再结晶晶粒的长大模型 。