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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451.1MPa,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。