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(duì)材料性能的要求進(jìn)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(qiáng)度和較高的韌性的SA508-4低合金鋼,可以幫助在不久的將來(lái)推出具有更高安全性和經(jīng)濟(jì)性的先進(jìn)壓水堆系統(tǒng)。本文首先通過(guò)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SA508-4鋼的組織與力學(xué)性能,了解SA508-4鋼與SA508-3鋼的區(qū)別和聯(lián)系。之后通過(guò)改變SA508-4鋼的熱處理工藝及化學(xué)成分來(lái)研究其對(duì)SA508-4鋼的組織與力學(xué)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(xué)成分含量。主要研究化學(xué)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(shí)間對(duì)鋼材組織結(jié)構(gòu)及其力學(xué)性能的影響。本文主要利用Thermo-Calc熱力學(xué)軟件對(duì)其進(jìn)行熱力學(xué)計(jì)算,作為研究析出相的理論基礎(chǔ);利用金相顯微鏡、掃描電子顯微鏡及透射電子顯微鏡觀察材料經(jīng)過(guò)熱處理后的組織結(jié)構(gòu);利用MH-6型顯微硬度計(jì)、萬(wàn)能試驗(yàn)機(jī)和沖擊試驗(yàn)機(jī)對(duì)試樣進(jìn)行... 

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【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

壓水堆堆型核電站工作原理圖

當(dāng)前壓力堆一回路和二回路的材料分布

圖 2-1 4 種鋼材的熱處理工藝Fig.2-1 Heat treatment process of steels for experiment2.3 熱力學(xué)計(jì)算

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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本文編號(hào)：3270045