10.3969/j.iss n.1673-3355.2015.03.012
周飞1，李家驹2
摘要：以生产实践和文献资料为基础，研究核反应堆容器用S A508Gr.3钢大锻件的热处理工艺，分析S A508Gr.3 钢化学成分、热处理工艺、微观组织和力学性能之间的定性关系，指出核电大锻件现有热处理过程中存在的问题及解决思路。 远程遥控关键词：核反应堆；压力容器；S A508Gr.3；亚温淬火；
热处理
中图分类号：TL341；TL351+.6；TG15文献标识码：A文章编号：1673-3355 （2015）03-
0012-04
A Review of Heat Treatmen t Processe s of SA508G r.3 Steel Used for Nuclea r Reacto r Pressure
Vesse ls Zhou Fe i，Li Jia ju
钢丝铠装电缆A bst r act: An investigation was conducted into the heat treatm ent processes of S A508Gr.3steel used for nuclear power
reactor pressure vessels according to m anufacturing practice and previous academ ical research in literature.R elationship among chemical composition-he at treatm ent processes-mi crostructure-me chanical properties were analyzed qualitatively.It points out the problems existed in the course of heat treatm ent of large forgings for nuclear power plant at present and appropriate resolution.
Ke y w ord s: nuclear power reactor；pressure vessel；S A508Gr.3；intercritical quenching；heat treatm ent
随着国内核电建设重启，核电行业有望迎来高速发展期。核反应堆压力容器在服役期间长期承受高温高压和中子辐照，苛刻的工作条件要求服役材料具备优异的强度、韧性、焊接性和高的抗中子辐照脆化性能[1]。
目前，SA508Gr.3钢因其优异的各项性能而成为广泛应用的核反应堆容器材料。而核电设备向大型化、整体化和长寿化的发展趋势对材料提出了更高的要求，所以在严格控制合金成分和冶金质量的同
时，做好大锻件的热处理具有重要的现（见表1）和力学性能（见表2）。通常采用碳当量（C eq）[3]，C eq=C+Si/24+Mn/6+Ni/40+Cr/5+Mo/4 +V/14 评价材料的拉伸性能，拥有更高碳当量的钢种经合适的热处理后具有更高的强度。适当提高碳当量能
表1A SM E[2]标准规范的SA508Gr.3钢化学成分
C Mn P S Si
≤0.25 1.20~1.50 ≤0.025 ≤0.025 0.15~0.40
Ni Cr Mo V
0.40-1.00 ≤0.25 0.45-0.60 ≤0.05
表2A SM E[2]标准规范的SA508Gr.3钢力学性能
实意义。本文旨在通过总结生产实践经验和查询
大量文献，系统阐述SA508Gr.3钢大锻件的热处理抗拉强度
（MP a）
屈服强度
（MP a）
延伸率
（%）
工艺特点，试图得出化学成分-热处理工艺对组
织
550~72534518
和性能的影响，以期能为生产服务提供帮助。断缩率
（%）
冲击功最小平均值
（J）
冲击功最小值
（J）
1化学成分和力学性能
ASME规范中规定了SA508Gr.3钢的化学成分
384134
注：（1）夏比冲击测试温度4.4℃，对于有高温拉伸性能要求的，应另作出相应规定；（2）生产中通常采用断裂韧性要求
（落锤和夏比冲击试验）代替夏比冲击试验作为验收标准。
betal1.中国一重天津重型装备工程研究有限公司助理工程师，天津300457
2.中国一重天津重型装备工程研究有限公司高级工程师，天津300457
led防水模组
顶空瓶够满足 SA508Gr.3Cl.2 钢更高的强度性能要求， 添 加合金元素 C 、 Mn 、 Ni 、 Cr 提高了钢的淬透性， 对提高韧性是有利的。 此外， 核电反应堆容器需堆 焊不锈钢衬里以提高耐蚀性能， 采用焊接再热裂纹 敏感系数 （驻G =Cr+3.3Mo +8.1V -2） 优化合金成分 设计， 有效防止堆焊层再热裂纹的形成[3]。
2 核反应堆容器大锻件制造流程
核反应堆容器大锻件制造过程复杂， 主要包括 了熔炼、 铸锭、 锻造、 热处理、 机加工和无损检
测 等过程（见图 1）。
熔炼铸锭
备理 粗加工塑料拖把头
淬火+ （亚
图 2 508-3 钢 （S A508Gr.3Cl.1、 S A508Gr.3Cl.2）
SA508Gr.3 钢经不同的速度连续冷却会产生三
种不同类型的组织， 即铁素体 （珠光体）、 贝氏体 和马氏体。 淬火马氏体回火后具有优异的力学性 能， 但是从 SA508Gr.3 钢 CCT 图发现获得马氏体 的临界组织所需冷却速度很高， 对于厚壁大锻件难
加工无损检测 清洁、 包装发
运
热处理
以实现。 当冷却速度低于 10 ℃/min 时， SA508Gr.3 钢连续转变组织中存在较多铁素体 （珠光体）， 硬 度较低， 组织性能恶化。 只有当 SA508Gr.3 钢连续 冷却速度达到 60 ℃/min 时， 才能生成全部贝氏体 组织， 回火后才能具有良好的综合力学性能。 杨兴 博[4] 和韩利战[5] 的研究也得出类似的结论。 图 1 核反应堆大锻件制造流程示意图
3 SA508Gr.3 钢的连续冷却转变曲线
钢的连续冷却转变 （CCT ） 曲线表示钢在不同 冷却速度下的组织转变行为， 是制定钢铁材料热处 理工艺的重要依据。 具有高淬透性的钢种在实际淬 火生产中， 更容易满足冷却速度的要求， 在较低的 冷却强度下即可获得具有更优性能的组织。 图 2 是 日本学者 K.Suzuki 等[3] 测得的 SA508G r.3 钢的连 续冷却转变曲线。 SA508Gr.3Cl.1 和 SA508Gr.3Cl.2 钢 （化学成分列于图 2） 成分差异在 CCT 曲线上 也表现出来。 合金元素 C 、 Mn 、 Ni 、 Cr 提高了过 冷奥氏体的稳定性和钢的淬透性， SA508Gr.3Cl.2 钢具有更低的 Ac1 和 Ac3 转变温度， 铁素体和珠 光体转变开始时间延长， 贝氏体转变温度降低， 这 对于具有更高强度要求的 SA508Gr.3Cl.2 钢是有利 的， 不会因强度高而
造成韧性下降。
4预备热处理
大锻件在锻造成形过程中无法通过动态再结晶获得细小均匀的组织，同时保留了热变形产生的应变硬化。为了细化锻造过程中产生的粗大晶粒，消除应变硬化，在锻造之后应进行预备热处理。SA508Gr.3钢的预备热处理通常采用正火、回火处理。预备热处理细化晶粒的本质是加热冷却过程中多次发生的相变重结晶。ASME标准规定SA508Gr. 3钢锻件预备热处理至少应经过两次充分冷却。在锻造之后，重新加热之前，应充分冷却完成一次奥氏体转变；随后再次加热到Ac3以上，并保温足够时间，完成奥氏体化，然后再次快速冷却（通常空冷）完成二次奥氏体转变。对于超大壁厚锻件仅通过一次正火无法达到预期效果，通常需进行多次正火处理，正火后还需进行回火处理。这种预备热处理能够改善机加工艺性，细化奥氏体晶粒，改善锻造组织，降低超声探伤缺陷率。此外，大锻件的
预备热处理还应考虑去氢处理对保温时间的要求。5调质
SA508Gr.3钢通常以调质态交货，所谓调质就是淬火加高温回火。生产中将锻件加热到一定温度
（850~920 ℃）完成奥氏体化，选择奥氏体化温度
应特别注意避免出现晶粒过分长大现象。Sangho Kim等[6]研究认为：奥氏体晶粒尺寸减小后可以从两方面提高断裂韧性。一是在增大贝氏体钢中碳化物数量的同时减小碳化物尺寸，这种均匀的碳化物
分布能够提高裂纹尖端的局部断裂应力水平，减少解理裂纹源形核核心。此外，细小的奥氏体减小了有效晶粒尺寸（板条、板条束），降低了裂纹扩展的可能性，有利于提高断裂韧性。因此，SA508G r.3 钢在奥氏体化后应迅速冷却，以抑制铁素体珠光体的析出，这种冷却方式包括喷淬或浸入液体介质。而随着大型核电设备的发展，锻件壁厚不断增加，传统的浸入水中淬火方式已无法满足超大壁厚锻件对强度、韧性的要求，采用喷水淬火渐成趋势，尽
管如此，锻件心部冷却速度还是无法达到60℃/m in，锻件淬火后全截面主要组织为贝氏体组织。
ASME规定SA508Gr.3Cl.1钢淬火后的最低回火温度为650℃，当要求试料模拟焊后热处理时，锻件最低回火温度可以达到635℃。回火时间按最大截面处每英寸半小时执行。W.M.de Villie rs 等[7] 研究总结了Mn-Ni-Mo 压力容器钢630~720℃回火脆性现象，提出了回火过程中的6个微观结构进程，即基体位错密度的降低，基体碳化物析出相密度的降低，基体结构的再结晶和晶粒长大，基体碳化物溶解和粗大晶界碳化物的形成，晶粒的异常长大，亚临界铁素体-奥氏体相变导致马氏体-奥氏体岛的形成。基体位错密度和碳化物密度的降低是牺牲强度获得更高韧性的手段，但是碳化物的粗化、晶粒的异常长大和M-A 岛的形成是降低韧性的主要原因。W.M.de Villiers[7]认为不超过660℃ 的回火温度是合适的。
不少学者的研究表明贝氏体钢中碳化物的尺寸和分布对钢的性能产生极其重要的影响。Young- RomIm[8]研究认为贝氏体和铁素体板条间的粗杆状和大颗粒球状渗碳体会降低钢的韧性。
B.S.LEE等[9、10]发现粗大的M3C型碳化物容易成为解理裂纹源。盛钟琦[11]认为650℃以上回火或者过分延长保温时间，Mo2C粒子的大量析出长大导致基体中Mo
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