SA508Gr.3钢超温回火异常组织分析

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	作者：刘艳锋 ; 张娟 ; 肖文凯 ; 翟显 关键词：SA508Gr.3钢 ; 模拟焊后热处理 ; 冲击韧性 ; 超温回火 ; 组织 中文刊名：SBGL 英文刊名：China Plant Engineering 机构：东方电气(广州)重型机器有限公司;武汉大学动力与机械学院; 出版日期：2019-01-10 出版单位：中国设备工程 年：2019 期：No.412 语种：中文; 页：SBGL201901099 页数：3 CN：01 ISSN：11-4623/N 分类号：209-211

摘要

SA-508 Gr.3Cl.2钢具有较高的强度和低温冲击韧性,在3代非能动压水堆核电设备上大量使用。由于核电部件材料的厚度大,SA-508 Gr.3Cl.2钢焊接完成后,需要进行较长时间的焊后热处理,以消除残余应力。本文介绍了核反应堆容器用SA508Gr.3钢大锻件模拟焊后热处理得到异常组织的问题,针对发生的焊后热处理异常组织和冲击韧性的变化,分析了冲击韧性下降的原因。
        

引文

[1]韩利战,顾剑锋,潘健生等.核电大型锻件SA508 Gr.3钢金相图谱[M].上海:上海交通大学出版社,2016.
    [2]长谷川正义,三岛良绩等.核反应堆材料手册[M].郭守仁等,译.北京:原子能出版社,1987.
    [3]卡恩,克雷默。材料科学技术丛书:第10B卷(核材料)[M].周邦新等,译,北京:科学出版社,1999.
    [4]ASME,ASME SA-508:SA-508M.Specification for quenched and tempered vacuum treatedcarbon and alloy steel forgings for pressure vessels[S],2007.
    [5]K.Suzuki,I.Kurihara,T.Sasaki,Y.et al.Application of high strength Mn Mo Ni steel to pressure vessels for nuclear power plant[J].Nuclear Engineering and Design,2001,2006:261~278.
    [6]周飞,李家驹.核反应堆容器用SA508Gr.3钢热处理[J].热加工.2015.03:48-50.
    [7]W.M.de Villiers,H.J.de Klerk.Upper-nose Temper Embrittlement Phenomena in a Mn-Ni-Mo Pressure Vessel Steel[J].International Journal of Pressure Vessels and Piping,1992,50:215~230.
    [8]Young-Roc Im,Young Jun Oh,Byeong-Joo Lee,et al.Effects of carbide precipitation on the strength and Charpy impact properties of low carbon Mn-Ni-Mo bainitic steels[J].Journal of Nuclear Materials,2001,297:138~148.
    [9]S.LEE,S.Kim,B.Hwang,et al.Effect of carbide distribution on the fracture toughness in the transition temperature region of an SA508 steel[J].Acta Materialia,2002,50:4755~4762.
    [10]Ki-Hyoung Lee,Min-Chul Kim,Won-Jon Yang,Bong-Sang Lee.Evaluation of microstructural parameters controlling cleavage fracture toughness in Mn-Mo-Ni low alloy steels.Materials and Engineering A,2013,565:158~164.