隨著第三代核電站的設計壽命和安全要求的提高,壓力容器鍛件呈現(xiàn)出大型化、一體化的趨勢。目前國內核電需求旺盛,研究大型鍛件熱制造過程的組織性能演變,保障核電大型鍛件穩(wěn)健生產勢在必行。本文研究了核電大型鍛件SA508Gr.3鋼的相變動力學和組織演變規(guī)律,建立了組織與性能之間的定量關系,并采用有限元方法模擬了典型核電壓力容器鍛件一體化頂蓋的調質熱處理工藝過程,實現(xiàn)了基于溫度場-組織場-性能場的熱處理工藝優(yōu)化。首先,本文研究了SA508Gr.3鋼加熱和冷卻過程中的相變動力學規(guī)律,獲得了連續(xù)加熱奧氏體相變動力學（CHT）、奧氏體等溫相變動力學（IHT）、TTT和CCT等整套的相變基礎數(shù)據(jù);研究了不同回火工藝條件下回火度與時間的關系,建立了描述回火過程的動力學曲線。采用JMAK方程描述擴散型相變,包括奧氏體化相變、貝氏體相變和回火轉變,分別確定了三類相變動力學方程中的各個模型參數(shù),包括指數(shù)n,指前因子lnk₀,相變激活能Q等。采用K-M方程描述馬氏體相變,確定了與溫度相關的模型參數(shù)α。其次,研究了SA508Gr.3鋼加熱、冷卻及回火過程中的組織演變規(guī)律。對于初始為貝氏體和鐵素體... 

【文章來源】：上海交通大學上海市 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

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【學位級別】：博士

【部分圖文】：

壓水堆核電站工況示意圖

圖 1-2 核電站反應堆壓力容器 內部 構. 1-2 Internal structure of reactor pressure vessel in nuclear power p堆壓力容器及大型鍛件力容器是壓水堆核電站建設中最核心設備之一，在核電完整性將直接關系到核反應堆的安全和壽命[30, 31]。圖 容器結構對比圖。第一代核電大量采用小鍛件和鋼板焊安全裕度較低，核電廠需要更多地進行停機安檢，降低及二代改進型核電開始大量采用大型鍛件以減少焊縫， 噸級。AP1000 核電作為典型的三代先進核電技術，其需要尺寸更大、重量更重、一體化程度更高、性能更優(yōu)縫和提高安全裕度，即使采用復雜的仿形鍛造技術后，錠。反應堆壓力容器與一般的壓力容器相比，有以下一大，如一臺 1000MW 的壓水堆壓力容器的內徑達到 4厚約為 220 毫米，而接管段壁厚達到 300 毫米，整個壓0 噸[36]。

圖 1-3 核電壓力容器 同核電堆 構對比[23]velopment of pressure vessel design. Left: conventional design. Right: advanc圖 1-4 壓力容器一體 頂蓋鍛件 狀和尺寸 1-4 The shape and size of the integrative head forging of the reactor pressure v具體的研究對象為核電壓力容器的一體化頂蓋鍛件，因體積重量能要求很高，對鍛件制造廠的冶煉、鍛造、熱處理能力均提出

【參考文獻】：
期刊論文
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博士論文
[1]Mn、Mo等合金元素對鋼中奧氏體形成及分解動力學的影響[D]. 夏苑.清華大學 2015
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本文編號：2953304