本文選題：12Cr2Mo1R鋼 + 熱處理�。� 參考：《上海交通大學(xué)》2015年博士論文

【摘要】：模塊式球床高溫氣冷堆作為第四代核能系統(tǒng)的優(yōu)選技術(shù),滿足了核電安全、經(jīng)濟、可持續(xù)發(fā)展等要求,我國首座該堆型商業(yè)示范工程華能山東石島灣核電站于2007年啟動建設(shè),其堆內(nèi)構(gòu)件的主體材料選用12Cr2Mo1R鋼,正常服役溫度375℃,在事故工況時,則需承載500℃左右的高溫,為此必須具備足夠高的高溫強度和高溫持久性能等。為揭示該種鋼在使役過程中的組織和性能變化規(guī)律,本文對熱軋至135 mm厚的12Cr2Mo1R鋼板進行了正火+回火處理(NT),并對其中部分鋼板進行了模擬焊后熱處理(SPWHT),研究了這兩種狀態(tài)鋼板在不同溫度下(室溫、375℃、500℃)的顯微組織、拉伸性能和斷裂韌度,以及SPWHT態(tài)鋼在500℃下的持久強度和斷后試樣組織,取得的主要成果如下:兩種狀態(tài)的12Cr2Mo1R鋼組織均為貝氏體。對鋼中可能存在的碳化物的形成自由能計算表明,室溫下相關(guān)碳化物穩(wěn)定性由低到高的順序依次為:Fe3C、Mo2C、Cr7C3、Cr23C6、Fe3Mo3C、MoC、Cr3C2。實際存在于鋼中的碳化物相主要包括M3C、M2C、M7C3和M23C6,其中M代表合金元素Cr、Mo、Mn和Fe或者它們的組合。對比兩種狀態(tài)鋼中碳化物含量可知,12Cr2Mo1R鋼經(jīng)過模擬焊后熱處理后,M3C的含量降低,而M2C、M7C3和M23C6的含量均有不同程度增加,其中尤以M23C6含量增加最為明顯,增加了約兩倍,導(dǎo)致了碳化物總含量上升。NT態(tài)和SPWTH態(tài)12Cr2Mo1R鋼均表現(xiàn)出良好的力學(xué)性能,室溫下,NT態(tài)12Cr2Mo1R鋼的抗拉強度和屈服強度分別高達620.0 MPa和482.5 MPa,即使經(jīng)過模擬焊后熱處理,仍分別達到588.5 MPa和451.1MPa,且高于已報道的NT態(tài)的12Cr2Mo1R(2.25Cr-1Mo)鋼的強度,但該鋼的藍脆溫度范圍200-400℃也略高于以前報道的同種鋼。SPWHT態(tài)12Cr2Mo1R鋼在500℃進行持久強度試驗時,隨著持久斷裂時間的增加,M2C和M23C6相的含量總體上逐漸增多,而M3C和M7C3相出含量總體上呈下降趨勢。持久試驗時發(fā)生的形變促進碳化物的析出,使碳化物的平均尺寸降低。由SPWHT態(tài)12Cr2Mo1R鋼在500℃進行的持久強度試驗可推知,作為高溫氣冷堆金屬堆內(nèi)構(gòu)件的主要材料,其在375℃、161.2 MPa正常工況條件下能安全服役4062.6年,遠大于其60年的設(shè)計壽命。即使發(fā)生核事故使溫度上升到500℃,12Cr2Mo1R鋼堆內(nèi)構(gòu)件仍能安全運行6.7年。通過斷裂韌度試驗得到NT態(tài)和SPWTH態(tài)12Cr2Mo1R鋼在工況溫度下(375℃)的斷裂韌度J0.2BL分別為356 kJ/m2和336 kJ/m2,換算成KIC值分別為270 kJ/m2和262 MPa·m1/2。提高試驗溫度至500℃,斷裂韌度值增大。
[Abstract]:As the best selection technology of the fourth generation nuclear power system, the modular ball bed high temperature gas cooled reactor meets the requirements of nuclear power safety, economy and sustainable development. The construction of Huaneng Shandong Shidao Bay Nuclear Power Station, the first commercial demonstration project in China, was started in 2007. 12Cr2Mo1R steel is used as the main material of the reactor, and the normal service temperature is 375 鈩，

本文編號：1796365