● 摘要
核压力容器是核反应堆中的重要部件，SA508-Ⅲ钢作为目前世界上第三代压水堆核电站使用最广泛的反应堆压力容器（RPV）材料，其性能尤其力学性能对核反应堆的安全运行有关键的作用，所以对核压力容器钢材料SA508-Ⅲ钢的老化研究及安全监督意义重大。造成核压力容器钢老化的机制有很多，国内外对辐照脆化研究的比较多，但是动态应变时效也是其中一种重要的老化机制。本文选取不同的温度、不同的应变速率、不同的应变量对核压力容器钢SA508-Ⅲ进行动态应变时效处理，具体步骤为：在500℃、550℃下对核压力容器钢SA508-Ⅲ以1.07×10-5 s-1和6.41×10-5 s-1，以及应变量分别为1%、2%、4%、6%和8%为参数对核压力容器钢SA508-Ⅲ在高温拉伸试验机上进行拉伸以实现动态应变时效处理，为并对时效处理后材料的微观组织及性能进行了显微硬度测试、金相组织观察、扫描电镜分析和透射电镜分析，分别研究了应变量、时效温度、动态应变速率对核压力容器钢SA508-Ⅲ动态应变时效及组织性能的影响。结果显示，500℃下，以1.07×10-5 s-1、6.41×10-5 s-1的应变速率对核压力容器钢SA508-Ⅲ进行动态应变时效处理后试样的显微硬度均随应变量的增加而呈现出增加的趋势，且6.41×10-5 s-1较高的应变速率下试样的显微硬度均高于低应变速率下试样的显微硬度。而经550℃-6.41×10-5 s-1的动态应变时效处理的核压力容器钢SA508-Ⅲ的显微硬度随应变量的增加呈现出先增加后降低再增加的趋势。由显微组织分析得知，引起动态应变时效处理试样的硬化的因素主要是位错密度随应变量的增加而出现的加工硬化效应，以及碳化物的析出而产生的沉淀强化的作用。而在550℃-6.41×10-5 s-1动态应变时效处理时试样表现出的软化是因为在较高的温度较高的应变速率在应变量较大时产生了动态回复及动态再结晶现象。通过对对核压力容器钢SA508-Ⅲ进行动态应变时效处理并对处理后微观组织的研究，对建立核压力容器钢SA508-Ⅲ老化机理的研究提供了指导意义。