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SA508Gr.3Cl.1钢是用于制造核电压力容器的主要候选材料,属于不可替换的构件,其寿命决定了整个核电厂的寿命。本论文根据相关国家标准对国产SA508Gr.3Cl.1钢的微观组织、力学性能、疲劳性能和氦离子辐照行为进行了研究与评估。采用光学显微镜、扫描电子显微镜和透射电子显微镜对原始态SA508 Gr.3 C1.1钢的微观组织结构进行了观察、分析与表征。通过硬度试验、冲击试验、拉伸试验以及对试样断口的分析,综合评价了 SA508 Gr.3 C1.1钢的力学性能。测试与分析了 SA508 Gr.3 C1.1钢的疲劳寿命极限、断裂韧性和裂纹扩展速率并对疲劳断口进行了观察与分析。采用400keV氦离子在室温和400℃对SA508 Gr.3 C1.1钢分别进行了剂量为1.0×1017 He+/cm2和1.0×1016 He+/cm2的辐照,采用TEM观察与分析了截面样品中的微观组织结构。SA508 Gr.3 Cl.1钢为上贝氏体组织,基体中含有针状物碳化物。晶粒度为8.0级,主要含D类球状氧化物类夹杂物(氧化铝),粗系,moy级别为1.0级,其含量大约占基体的0.0325%。钢的晶粒度优于国家对核电SA508 Gr.3 Cl.1钢锻件晶粒度的规定要求(5级)。在钢基体中分布着大量不均匀且交错排列的位错,晶界处的位错密度比晶粒内高。钢基体中的析出相主要为底心正交结构的A16(Fe,Mn)颗粒。SA508Gr.3Cl.1 钢的布氏硬度为 200HBW10/3000/15,显微维氏硬度为222 HV100/5。样品轴线平行于主锻方向的冲击试验结果比样品轴线垂直于主锻方向的冲击试验结果离散性更大,但试验结果都满足ASME规范要求。钢的屈服强度和拉伸强度随温度的升高而降低,伸长率保持在20.2%～29.1%之间。断面收缩率在20～300℃之间保持一个相对稳定态,约为70%;而在300℃后明显升高,600℃的相应值达到90.2%。拉伸并没有导致钢发生明显的相变,但导致了试样的显微硬度值升高。随着拉伸温度的增加,显微硬度的增加值逐渐降低,在600℃为225HV,其与原始态钢的硬度值相近。拉伸性能满足大型先进压水堆AP1000等堆内构件的性能要求。由S-N疲劳测试结果可知,在室温、R=-1的条件下,SA508 Gr.3 Cl.1钢的疲劳极限为286.64MPa。在不同的应力下疲劳断口上仅有一个主裂纹源位于试样表面。由断裂韧性试验结果可知,室温下,SA508Gr.3Cl.1钢的平均JIC = 331.2 kJ/m2,KIC = 269.07 MPa(?)。裂纹扩散速率随△K的增大而增加。在相同△K值下,应力比越大,裂纹扩展扩散速率越快。氦离子辐照剂量越高,在SA508Gr.3 Cl.1钢基体中形成的辐照缺陷如辐照位错和氦气泡的密度越大。在室温经1.0X 1017 He+/cm2剂量的氦离子辐照后,可以在钢基体中观察到尺寸非常小的氦气泡,虽然随后在500℃退火3h后,但气泡尺寸依然很小,处于孕育期,未明显长大。