高温气冷堆堆内构件用12Cr2Mo1R钢的组织及其力学性能研究

摘要

模块式球床高温气冷堆作为第四代核能系统的优选技术，满足了核电安全、经济、可持续发展等要求，我国首座该堆型商业示范工程华能山东石岛湾核电站于2007年启动建设，其堆内构件的主体材料选用12Cr2Mo1R钢，正常服役温度375℃，在事故工况时，则需承载500℃左右的高温，为此必须具备足够高的高温强度和高温持久性能等。为揭示该种钢在使役过程中的组织和性能变化规律，本文对热轧至135 mm厚的12Cr2Mo1R钢板进行了正火+回火处理(NT)，并对其中部分钢板进行了模拟焊后热处理(SPWHT)，研究了这两种状态钢板在不同温度下(室温、375℃、500℃)的显微组织、拉伸性能和断裂韧度，以及SPWHT态钢在500℃下的持久强度和断后试样组织，取得的主要成果如下：
　　两种状态的12Cr2Mo1R钢组织均为贝氏体。对钢中可能存在的碳化物的形成自由能计算表明，室温下相关碳化物稳定性由低到高的顺序依次为：Fe3C、Mo2C、Cr7C3、Cr23C6、Fe3Mo3C、MoC、Cr3C2。实际存在于钢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或者它们的组合。对比两种状态钢中碳化物含量可知，12Cr2Mo1R钢经过模拟焊后热处理后，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含量增加最为明显，增加了约两倍，导致了碳化物总含量上升。
　　NT态和SPWTH态12Cr2Mo1R钢均表现出良好的力学性能，室温下，NT态12Cr2Mo1R钢的抗拉强度和屈服强度分别高达620.0 MPa和482.5 MPa，即使经过模拟焊后热处理，仍分别达到588.5 MPa和451.1 MPa，且高于已报道的NT态的12Cr2Mo1R(2.25Cr-1Mo)钢的强度，但该钢的蓝脆温度范围200-400℃也略高于以前报道的同种钢。
　　SPWHT态12Cr2Mo1R钢在500℃进行持久强度试验时，随着持久断裂时间的增加，M2C和M23C6相的含量总体上逐渐增多，而 M3C和M7C3相出含量总体上呈下降趋势。持久试验时发生的形变促进碳化物的析出，使碳化物的平均尺寸降低。
　　由SPWHT态12Cr2Mo1R钢在500℃进行的持久强度试验可推知，作为高温气冷堆金属堆内构件的主要材料，其在375℃、161.2 MPa正常工况条件下能安全服役4062.6年，远大于其60年的设计寿命。即使发生核事故使温度上升到500℃，12Cr2Mo1R钢堆内构件仍能安全运行6.7年。
　　通过断裂韧度试验得到NT态和SPWTH态12Cr2Mo1R钢在工况温度下(375℃)的断裂韧度 J0.2BL分别为356 kJ/m2和336 kJ/m2，换算成KIC值分别为270 kJ/m2和262 MPa·m1/2。提高试验温度至500℃，断裂韧度值增大。

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第一章 绪论

1.1 引言

1.2 Cr-Mo钢的研究现状

1.3 Cr-Mo钢的高温力学性能

1.4 论文的研究内容与意义

第二章 实验材料和方法

2.1 实验材料

2.2 显微组织分析

2.3 力学性能试验

2.4 断裂韧度试验

2.5 试样断口分析

2.6 碳化物的定量分析

第三章 12Cr2Mo1R钢的组织和拉伸性能

3.1 12Cr2Mo1R钢的显微组织和拉伸性能

3.2 12Cr2Mo1R钢中碳化物的定量分析

3.3 12Cr2Mo1R钢中碳化物热力学分析

3.4 本章小结

第四章 12Cr2Mo1R钢的持久强度

4.1 用作堆内构件时的服役寿命

4.2 断后组织与断口形貌

4.3 断后试样中碳化物分析

4.4 断后基体硬度

4.5 本章小结

第五章 12Cr2Mo1R钢的断裂韧度

5.1 12Cr2Mo1R钢断裂韧度判据的选择

5.2 12Cr2Mo1R钢断裂韧度J0.2BL的测量

5.3 断口分析

5.4 本章小结

第六章 主要结论和创新点

6.1 主要结论

6.2 本文创新点

参考文献

攻读博士学位期间发表的论文

致谢

答辩决议书