核电站压力容器用SA508
核电设备用SA508—3钢的研究
核电设备用SA508—3钢的研究根据ASME Code的要求，绘制了SA508-3钢的断裂韧性和疲劳特性曲线，表明国产钢的安全裕度较大，生产蒸发器时对母材、焊缝及热影响区都可按此方法测定。
0 引言核电设备的蒸发器的主体材料SA508—3钢和其它锅炉及压力容器材料一样，完全没有裂纹和缺陷是不可能的。
在制造和运行检验中，没发现裂纹和缺陷，仅表示现代无损检验技术尚不能发现此种缺陷。
研究材料的失效方式，尤其是最危险的一种方式—断裂(包括用KIC 表示的有裂纹的脆性断裂、用RTNDT和FATT表示的无裂纹的脆性断裂和疲劳断裂)，就具有重要的意义。
断裂韧性分析曲线是核电压力容器选材和设计的基础，这在ASME B and PV Sec.Ⅲ APP.G和Sec.Ⅺ.APP.A断裂韧性分析曲线及Sec.Ⅲ APP 图1-9.1的设计疲劳曲线中都有规定。
做出SA508—3的断裂韧性分析曲线与疲劳曲线，用于材料生产前的质量控制，材料生产中的过程控制，材料生产后的检验以及运行中材料的在役监测，作为评价蒸发器安全性的重要数据，确保蒸发器安全运行40年，具有十分重要意义。
设计疲劳曲线表示应力(或应变)——循环疲劳次数的数据，这一曲线绘出了交变应力分量的许用幅度Sa(交变应力范围的一半)对循环次数的关系，按GB6399的方法，采用轴向加载的均匀截面试样(b)，用一组试样，选取若干个应力值，分别测定出到达失效的循环数，然后画出Δσ/2-2Ns曲线，试验设备为MTS NEW81025吨液压伺服疲劳试验机，采用计算机进行试验控制和数据采集。
断裂韧性分析曲线，按ASME的规定是非规定性的附录，可以用其它的方法计算绘制。
Sec.Ⅲ用于设计，仅考虑正常操作状态；Sec.Ⅺ则用于服役状态，不仅考虑正常状态还要考虑紧急状态和错误状态。
根据ASME E339的规定，测定断裂韧性KIC 的试件厚度必须大于2.5(KIC/σy)2，直接测定KIC值实际是不可能的。
核电站压力容器用SA508
核电站压力容器用SA508-3钢厚截面锻件热处理冷却速度胡本芙杨兴博林岳萌(北京科技大学) (哈尔滨锅炉厂)(第一重型机械集团公司)摘要研究了不同截面厚度的SA508-3钢热处理冷却速度与力学性能的关系。
实验结果表明，当平均冷速≤18 ℃/min时，钢的强度和韧性较低，达不到标准要求。
当冷却速度为58～168 ℃/min时，其淬火组织为下贝氏体，经650 ℃回火后组织变成回火贝氏体和均匀分布的合金碳化物，使SA508-3钢具有良好的强度和低温韧性。
关键词压力容器用钢冷却速度合金碳化物QUENCHING COOLING RATE OF HEAVY SECTION SA508-3 STEEL FORGING FOR PRESSURE VESSEL FORNUCLEAR POWER STATIONHU Benfu(University of Science and Technology Beijing)YANG Xingbo LIN Yuemeng(Harbin Boiler Works)(First Heavy Machinery(Group) Co.) ABSTRACT The dependence of the properties of heavy section SA508-3 steel on the quenching cooling rate has been investigated.The experimental results show that the strength and toughness are lower than standard values when the average cooling rate is below 18 ℃/min;when the cooling rate is 58～168 ℃/min the microstructure of the steel is of low bainite,which is changed into tempered bainite with tiny dispersive carbides in ferrite after 650 ℃ tempering,making SA508-3 steel have good strength and low temperature toughness.KEY WORDS pressure vessel steel,cooling rate,alloy carbide近年来，为减少核反应堆压力容器及核蒸汽供应系统部件的焊缝数量，保证其安全可靠地运行，压力容器向大型化、整体化发展，使大型厚壁锻件的应用日益增多。
核电站核岛焊接工艺评定：反应堆压力容器接管与安全端异种材料焊接
核电站核岛焊接工艺评定：反应堆压力容器接管与安全端异种材料焊接1 反应堆压力容器接管与安全端焊接工艺说明1.1在电站反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器的结构设计中，都有进、出水接管与安全端的焊接接头。
接管一般采用Mn-Mo-N型低合金高强度钢SA508Gr3Cl2钢制造，而安全端与反应堆冷却剂管道相连，均采用316L或304L奥氏体不锈钢制造。
1.2为确保这种异种钢接头具有良好的力学性能，避免在接头中出现危险性缺陷，故采用先在低合金钢接管端部堆焊8～10mm厚的镍基合金作为隔离层，经消除应力热处理后加工成焊接坡口,然后与不锈钢安全端用镍基合金焊材焊接，焊后不再进行热处理。
1.3在接管端部堆焊镍基合金隔离层可选用多种焊接方法，如手工焊条电弧堆焊，窄带极埋弧堆焊，加填充丝钨极氩弧堆焊。
堆焊时，为了控制堆焊层被稀释的程度，必须限制焊接热输入量，适当降低预热温度，防止热裂纹产生。
1.4目前国内外常用的镍基合金堆焊焊条有ENiCrFe-3和ENiCrFe-7，氩弧焊焊丝有ERNiCr-3和ERNiCrFe-7，埋弧焊焊带有EQNiCr-3和EQNCrFe-7。
一般选用的焊条直径为Φ3.2和Φ4 mm，焊丝直径为Φ0.9mm、Φ1.2mm和Φ1.6mm,焊带规格为30×0.5mm和60×0.5mm。
1.5接管与安全端的对接焊,根据不同的坡口形式，通常采用以下几种焊接工艺：a）手工氩弧焊加填充丝打底，再用焊条电弧焊焊接，该工艺能保证焊缝根部质量，不必去除焊根。
b）焊条电弧焊直接焊接，但焊缝根部质量较难保证，必须进行机械加工去除焊根。
c）先自动氩弧焊不加填充丝封底，然后自动氩弧焊加填充丝直接焊接。
采用此方法一般以工件固定进行横焊或全位置焊接。
1.6 接管与安全端对接焊同样采用镍基合金焊接材料,氩弧焊填充丝一般采用ERNiCr-3、ERNiCrFe-7，如Inconel 82、Inconel 52等，与隔离层堆焊材料类别相同。
核电设备用SA508—3钢的研究
核电设备用SA508—3钢的研究根据ASME Code的要求，绘制了SA508-3钢的断裂韧性和疲劳特性曲线，表明国产钢的安全裕度较大，生产蒸发器时对母材、焊缝及热影响区都可按此方法测定。
0 引言核电设备的蒸发器的主体材料SA508—3钢和其它锅炉及压力容器材料一样，完全没有裂纹和缺陷是不可能的。
在制造和运行检验中，没发现裂纹和缺陷，仅表示现代无损检验技术尚不能发现此种缺陷。
研究材料的失效方式，尤其是最危险的一种方式—断裂(包括用KIC 表示的有裂纹的脆性断裂、用RTNDT和FATT表示的无裂纹的脆性断裂和疲劳断裂)，就具有重要的意义。
断裂韧性分析曲线是核电压力容器选材和设计的基础，这在ASME B and PV Sec.Ⅲ APP.G和Sec.Ⅺ.APP.A断裂韧性分析曲线及Sec.Ⅲ APP 图1-9.1的设计疲劳曲线中都有规定。
做出SA508—3的断裂韧性分析曲线与疲劳曲线，用于材料生产前的质量控制，材料生产中的过程控制，材料生产后的检验以及运行中材料的在役监测，作为评价蒸发器安全性的重要数据，确保蒸发器安全运行40年，具有十分重要意义。
设计疲劳曲线表示应力(或应变)——循环疲劳次数的数据，这一曲线绘出了交变应力分量的许用幅度Sa(交变应力范围的一半)对循环次数的关系，按GB6399的方法，采用轴向加载的均匀截面试样(b)，用一组试样，选取若干个应力值，分别测定出到达失效的循环数，然后画出Δσ/2-2Ns曲线，试验设备为MTS NEW81025吨液压伺服疲劳试验机，采用计算机进行试验控制和数据采集。
断裂韧性分析曲线，按ASME的规定是非规定性的附录，可以用其它的方法计算绘制。
Sec.Ⅲ用于设计，仅考虑正常操作状态；Sec.Ⅺ则用于服役状态，不仅考虑正常状态还要考虑紧急状态和错误状态。
根据ASME E339的规定，测定断裂韧性KIC 的试件厚度必须大于2.5(KIC/σy)2，直接测定KIC值实际是不可能的。
核电锻件用钢SA-508-3-1低温冲击性能不合格原因分析与对策
核电锻件用钢SA-508-3-1低温冲击性能不合格原因分析与对策薛永栋;贺强;郑三妹;段少飞;李雪【摘要】在开发核电堆芯材料SA-508-3-1锻件用钢的过程中,出现局部-20℃的夏氏V形缺口冲击功不合格的问题,且试样邻近部位的冲击值是它的3倍左右.通过对试件的化学成分、晶粒度以及非金属夹杂物的分析确定了Al2O3夹杂是导致-20℃低温冲击不合的主要原因,并提出了工艺改进的方法,保证了核电锻件的一次合格率.【期刊名称】《大型铸锻件》【年(卷),期】2011(000)006【总页数】2页(P28-29)【关键词】SA-508-3-1钢;夏氏V形缺口冲击功;非金属夹杂【作者】薛永栋;贺强;郑三妹;段少飞;李雪【作者单位】中信重工核电研究所,河南471039;中信重工核电研究所,河南471039;中信重工核电研究所,河南471039;中信重工核电研究所,河南471039;中信重工核电研究所,河南471039【正文语种】中文【中图分类】TG142.1我公司在核电锻件产品开发过程中出现SA-508-3-1锻件-20℃的夏氏V形缺口冲击功不合的问题。
为此我们进行了分析，并提出了相应的解决办法。
1 低温冲击韧性试验1.1 化学成分对-20℃的夏氏V形缺口冲击功不合格的试件1与合格的试件2化学成分进行了对比分析，见表1。
从表1可以看出，试件1的C、Mn、Ni、Mo含量和试件2基本持平，有差异的是Al含量，试件1的Al含量比试件2高0.007%。
试件1和试件2-20℃的低温冲击功见表2。
表1 试件的化学成分(质量分数，%)Table 1 The chemical composition (mass fraction, %)元素CMnNiMoAlO试件1试件20.180.191.311.360.780.770.510.500.0170.0130.002 00.001 5标准≤0.231.12～1.580.57～0.930.40～0.60≤0.035-表2 -20℃低温冲击功Table 2 -20℃ low temperature impact value试件1(AKV/J)807025试件2(AKV/J)154134142由表2可以看出，试件1的冲击值明显低于试件2的冲击值，且-20℃的夏氏V 形缺口冲击功不合格的冲击值为25 J，与其相邻的试样冲击值为70 J，两者的比值为1∶2.8。
sa 508 cr.3 cl1合金成分
SA 508 CR.3 CL1合金是一种常用于核电站压力容器的高强度钢材。
该合金的成分对其性能和应用有着重要影响。
下面将详细介绍SA 508 CR.3 CL1合金的成分及其影响。
一、碳含量1. 碳是钢材的重要合金元素，可以提高钢的硬度和强度。
在SA 508 CR.3 CL1合金中，碳含量通常控制在0.20%以下，以确保合金在高温、高压下仍能保持良好的韧性和韧性。
二、硅含量2. 硅是钢铁中的主要合金元素之一，可以提高钢的强度和硬度，并有利于抗氧化和耐腐蚀性能。
在SA 508 CR.3 CL1合金中，硅含量通常控制在0.15%-0.40%之间，以增强合金的抗氧化能力和机械性能。
三、锰含量3. 锰是一种重要的合金元素，可以提高钢的强度、硬度和耐磨性。
在SA 508 CR.3 CL1合金中，锰含量通常控制在1.00%-1.60%之间，以确保合金具有良好的强度和韧性。
四、磷和硫含量4. 磷和硫是钢铁中的有害杂质，它们会降低钢的塑性和韧性，同时还容易引起脆性断裂。
在SA 508 CR.3 CL1合金中，磷和硫的含量都要严格控制在极低的水平，以确保合金具有良好的焊接性能和冲击韧性。
五、铬和钼含量5. 铬和钼是耐热合金钢中常用的合金元素，它们可以提高钢的抗氧化、耐腐蚀和耐热性能。
在SA 508 CR.3 CL1合金中，铬和钼含量通常分别控制在1.00%-1.50%和0.45%-0.60%之间，以确保合金具有良好的抗氧化和耐热性能。
SA 508 CR.3 CL1合金的成分对其性能和应用具有重要影响。
合理控制合金中各种合金元素的含量，对于确保合金具有良好的强度、硬度、韧性、抗氧化性能和耐热性能至关重要。
在生产和应用过程中，必须严格控制合金的成分，以确保其达到设计要求和预期性能。
SA 508 CR.3 CL1合金的性能和应用在核电站压力容器中具有重要意义。
由于其成分对其性能和应用具有重要影响，因此在生产和应用过程中需要严格控制其成分，以达到设计要求和预期性能。
SA508 Gr.3 Cl.1钢的疲劳和高温拉伸性能
SA508 Gr.3 Cl.1钢的疲劳和高温拉伸性能王驰;冉广;雷鹏辉;黄金华【摘要】Tensile behaviors at 20-600℃ and fatigue properties at room temperature of the SA508 Gr. 3 Cl.1 steel were tested and analyzed.The results show that the SA508 Gr.3 Cl.1 is composed of up-per bainite and carbide,the grain size is 8.0.Coarse D type ball oxide with moy level 1.0 which is dis-tributed in the steel matrix is about 0.0325%(volume fraction)of the steel matrix.There are a large number of parallel and entangled dislocations distributing in the steel matrix,in addition to a large number of carbide particles,the precipitates are mainly Al6(Fe,Mn)particles with base-centered or-thorhombic lattice.The yield strength and tensile strength decrease with the increase of temperature. The elongation remains at 20.2%-29.1%.The percentage reduction of area is relatively stable at 20-300℃,is about 70%;while it increases after 300℃,and the corresponding value reaches 90.2% at 600℃.Stretching results in the increase of microhardness of the steel matrix,but its value decreases with the increase of temperature,and the microhardness value is 225HV at 600℃.XRD analysis shows that stretching leads to no obvious phase transformation.The tensile properties meet the per-formance requirements of reactor internals in the large advanced PWR such as AP100 etc.The fatigue tests show that the fatigue limit of S-N curve of the steel is 268.64 MPa.The average value of the JΙC is 331.2kJ/m2,and KIC is 269.07 MPa·m1/2.%测试和分析SA508 Gr.3 Cl.1钢在20~600℃范围内的拉伸性能与室温下的疲劳性能.结果表明:SA508 Gr.3 Cl.1钢由上贝氏体和碳化物组成,晶粒度为8.0级.钢基体中分布着粗系、moy级别为1.0级的D类球状氧化物,约占钢基体的0.0325%(体积分数).钢基体中分布着大量平行与缠结的位错,除了大量碳化物颗粒外,还分布着底心正交晶体结构的Al6(Fe,Mn)析出相.钢的屈服强度、抗拉强度随温度的升高而降低,伸长率保持在20.2%~29.1%范围内,断面收缩率在20~300℃之间相对稳定,约为70%;而在300℃后明显升高,600℃的相应值达到90.2%.拉伸导致了钢基体的显微硬度升高,但其增加值随温度的升高而降低,600℃时为225HV.XRD分析表明拉伸并没有导致钢发生明显的相变.拉伸性能满足大型先进压水堆AP1000等堆内构件的性能要求.疲劳实验表明,在室温下钢的疲劳极限σ-1=268.64MPa,JΙC= 331.2kJ/m2,KIC=269.07MPa·m1/2.【期刊名称】《材料工程》【年(卷),期】2018(046)005【总页数】8页(P151-158)【关键词】SA508Gr.3Cl.1钢;拉伸性能;疲劳性能;微观组织;堆内构件【作者】王驰;冉广;雷鹏辉;黄金华【作者单位】厦门大学能源学院,福建厦门361102;厦门大学能源学院,福建厦门361102;厦门大学能源学院,福建厦门361102;厦门大学能源学院,福建厦门361102【正文语种】中文【中图分类】TG113.25近年来，随着核反应堆功率的不断增大、核电安全等级的进一步提升以及核电站使用寿命的延长等，对反应堆压力容器等核心设备的综合性能提出了更高要求。
【doc】核电站压力容器用A508CL3钢及其窄间隙埋弧焊焊缝的JR阻力曲线
核电站压力容器用A508CL3钢及其窄间隙埋弧焊焊缝的JR阻力曲线第1s卷第1期1g94年2月核动力工程NuclearPowerEngineeringv01.15No.1Feb.1gg49核电站压力容器用A5o8cL3钢及其一窄间隙埋弧焊焊缝的I,R阻力曲线①张新平史耀武弓q(西安空通大学一710049)A材料的阻力曲线是棱工程结构斯裂过程的稳定性和失效评定的重要基础.车研究采用美国ASTME813标准和国家标准GB2O38—8o测定了棱电站压力容器用ASOSCL3钢及其窄闻骧埋弧焊焊缝的^阻力曲线.并研究了试样关键调ASOSCL3钢窄问骧埋弧阻力曲线的影响J|阻力曲线试样尺寸,容骂冈1引言材料的t,阻力曲线和裂纹扩展驱动力一样是进行工程结构稳定性和失效评定的基础延性断裂过程的各个阶段,包括原始裂纹尖端钝化,裂纹起始扩展,裂纹缓慢(稳定)扩展一直到最后的裂纹失稳扩展,均通过裂纹尖端表征参量t,积分的定量计算和实验测定的阻力曲线进行下列判断分析:t,≥J裂纹起裂(1)J=J裂纹扩展(2)(?等)≥()裂纹失稳(3)上述判据中,J(耵?m)是裂纹长度n及载荷p的函数{J(kJ?m.)阻力曲线是材料及裂纹扩展量△n等的函数.在裂纹扩展的稳定性评定中,引入Paris等"提出的无量纲参量撕裂模量是很方便的;T:罢叶(4)注0;车研究为七五国豪重点辩拄攻关项目.佴判国豪檀安全局的街助.1992年12月2S日收到韧蔷,1993年8月3日收到瞎改蔷.张新平.男.28岁.1989年西安空通大学焊接专业曩士研究生毕业.现在职玻读博士学位并从事材料厦焊接研究,讲师.史簟武.男.52岁.1994年西安空通大学埠接专业毕业一1982年在英国获博士学位.班从事材料厦焊接研究.教授.博士生导师薰卉究所所长一事受豉府恃肆沣一占的专末.对缝一.()(5)式中,￡是材料的弹性模量(MPa),为材料的流动应力.并且,失稳判据(3)可简化为按撕裂模量表征的形式:≥7裂纹失稳(6)所以,求得材料的以阻力曲线是结构断裂安全分析的重要方面.本研究针对核电站压力容器用A508CL3钢及其窄间隙埋弧焊焊缝,采用ASTME813—81标准试验方法,以及Charpy尺寸试样测定了其靠阻力曲线}并对不同尺寸试样的阻力曲线进行了修正.2试验材料及方法试验用材料为国产A508cL3核压力容器用钢,窄间隙埋弧焊焊丝为H08MnNIMoA,焊剂为841.母材,焊丝,焊缝的化学成分和机械性能分别列于表1,表2.母材的热处理状态为:正火(9lO～920℃/Sh),并调质(895℃/5h水冷,650℃/6h回火).窄间隙埋弧焊接坡口尺寸如图I所示.预热170℃,一层焊两道,层间温度15O～200℃,焊完后进行400℃/2h消氢处理及530℃/5h的去应力热处理.接头的硬度分布见图2.表1试验材料的化学成分Wt项目CsjSPN{MoVCuAI母柑00.20l290.240.0070.0080.750.060.500.0n40.0B0.012揖琏0.081.6B0.340.0080.0l20.B8吼020.530.0030..34焊骜0.O81.27O.柏O.OlOO.O1DO.90n∞O.49O.O3n27注①由蕾阳第二重盟机嚣厂j自蝽和提供.表2母材和焊缝的机械性能珂日fa,gMPaf/MPaf.,,应室硬化指教一断裂应室Or(×10】硬度(H)母材I515l650l24666.99.9245～255揖奠;541}664l1570未蔼未嗣Z75～285洼①本硬度为l0薮荷时所褥值.{图1焊接接头的坡n设计...一..}-....0一''热-膨!焊缝IiliI.{.jII..Il:l:l距离焊缝中心的长度/mm图2焊接接头的硬度分布按照国标GB2038—8Olr规定,采用3点弯曲试佯尺寸为:厚度B一20ram,宽度W一24ram;按照美国ASTME8]3-81标准采用了两种3点弯曲试样,尺寸分别为B=20mm,W一40ram和B=12ram,W一24ram.另外还采用了Charpy尺寸的3点弯曲试拌.焊接接头试样的取样部位如图3所示.厚度试验在100kN的Instron]195电子拉伸试验机上室温进行,加载速率0.5ram?rain..,记录载荷一加载点位移曲线.试验过程除B--20ram,一24ram的试样按国家标准规定外,其余均按ASTME813—81进行.焊缝图3焊接接头试样的取样部位3试验结果和讨论阻力曲线及其特征参量的试验结果列于表3.当采用ASTME813—81标准试验对, 钝化线方程为J=2ar?△;采用GB2038—80标准试验对,钝化线方程为l,一3?△4,其中一(1/2)(+us),和GUTS分别为材料的屈服强度和断裂强度.在本试验条件下,母材及焊缝金属的分别为585.2MPa和602.2MPa.满足l,-c试验结果有效的试样尺寸条件为:母材B≥25(1,/)=12mm,焊缝B≥25(1,/aE):1lmm.因此,除Charpy尺寸3点弯曲试验结果外,均满足l,试验的有效性条件.表3AS08CL3钢及焊缝金属的阻力曲线和特征参量材料厦试样尺寸阻力曲线J/kJ?mM母材Ja=104.Z+aZ2.1△d353.5499.OB一20W=40JM1Z7.2+761.B367.546Z.4母材JR;216-6+5029△d304.7305.3且=Z0W;24JM=209.6+488.9△291.2296,也母材JR97?8+848?4△口359.9514.9日=12;24JM=113.B+768.6△3344466.5母材J薯a3.0+948.1△d445.a57S.5B;10=10JM窖98.8+812.6△326.6493.2扞姥JR辱184?8+333-0254.6Z0Z.1B;20W=40JM—l956+Z94.Z58.8178.6注,①为按GB2038—80试验的结果.其亲为播ASTME813—81试验的结果.跨距均为4W.②JR的量纲为?m～.@△n的t翻为帅.典型的l,阻力曲线示于图4和图5.试验结果表明,J阻力曲线受试样的几何尺寸等因素的影响较大,通常较大尺寸的试样以及试样尺寸B/Ⅳ比值较大的试样.确定的l,阻力曲线斜率较小.因此,Ernst:得出了如下的阻力曲线修正公式:l,一l,一f.旦)(7)J～对深裂纹弯曲试样:Ir,一J(8)76774结论(1)国际GB2038—80确定的母材断裂韧性t,和撕裂模量丁值均比美国ASTMES13-81标准偏保守.(2)试样尺寸对t,阻力曲线有明显影响,Cherpy尺寸试样确定的曲线,经Ernst方法修正后,其母材的凡和丁w值均接近于标准试样试验的结果,这一点对核压力容器辐射脆化的监视试验是非常重要的.(3)按ASTME813—81试样试验的结果是;对A508CL3钢母材而言,J=353.5kJ?m～,Tt;499.0}对焊缝金属而言,J一254.6kJ?m,T一202.1.结果表明焊缝金属的',.和值均低于母材,焊缝金属的冶金质量有待提高.'参考文献Pc,TadaH.ZahoorA,芒ta1.TheTheoryofInstabilhy0fTheTearingModdElastic-P1asTicCrackGrowTh._nE1^?PIaroleFree'rare.ASTMSTP668,1979.pp5—36.pp251～265.ASTME日13?81.StandardTMe~hodsfor,c?Mea.ureofmTouglvae~ASTM.Ph;hdelphh.1981.GB2038.利用,-阻力曲线确定金属材料墨性断裂韧度的试验肯法.1982.En圊HA.MaTczialR~anceandba砒BeyondJ-C0IItm1ledCrackGrowth.ASTMSTP803.1983[191~1213.张新平.檀电压力窖量甩钢丑焊接不均匀性模拟焊箍的断裂韧性评定(硬士学位论文).西安:西安变通大学焊接研究所-1989.JRResistanceCurvesofNuclearPowerStationPressureVesselSteelA508CL3andItsWeldWeldedwithNarrowGapSubmerged-arcWeldingZhangXinpingShiYaowu(X.'¨胁∞gUnlve~ty,710049)JRre'tahoecllrvesofmaterialsaremoreimportantfoundatlontoestimatethestabilityandfailurefornuclearengineeringstructure.Thisstudieshavedeterminedtheresistance eurx~ofnuclearpowerstationpressurevesseIsteelA508CL3anditaweldweldedwithnarro wgapsubmerged—arcweldingprocessbymeaQsofASTME813andGB2038methods.Thein- fluencesofspecimensizeonJRresistancecurveshavebeendiscussed.KeywordsAS08CL3steelNarrowgaPsubmerged—arcweldingresistance curvesSpecimensize。
提高核电用SA508-3钢大锻件性能的热处理工艺
提高核电用SA508-3钢超大锻件性能的热处理工艺陈红宇，邓林涛中国第二重型机械集团公司重型压力容器与核电技术研究所，四川618013摘要：随着核电锻件厚度增大、重量增加和淬火冷却能力的限制，核电用超大型锻件淬火时由于冷速不足，力学性能和组织难以达到设计要求。
通过分析核电锻件用SA508-3钢的连续冷却转变曲线（CCT曲线），明确了SA508-3钢淬火冷速与组织的关系。
采用常规淬火温度加适当降温后淬火，可以减小淬火时的热应力，提高锻件的冷却速度，改善超大型锻件的力学性能。
关键词：S A508-3钢；超大型锻件；热处理工艺The Research of Heat Treatment Process on Improving Mechanical Properties of SA508-3 Steel Used for Super Heavy Forgings of Reactor Pressure VesselCHEN Hong-yu，DENG Lin-taoAbstract：With the increase of the thickness and the weigh of heavy forgings and limitation of cooling ability, the quenching cooling rate is not enough when super heavy forgings for reactor pressure vessel quench by immersion in water, and the mechanical properties and structure can’t satisfy the design requirements. By analyzing the continuous cooling transformation curve(CCT curve) of SA508-3 steel, the relation of the cooling rate and structure is elucidated. With quenching at appropriate lower temperature after austenitizing at general temperature, it can reduce thermal stress of the parts, improve the cooling rate of the forgings and the mechanical properties of SA508-3 steel.Key words：S A508-3 steel; super heavy forging; heat treatment process1.引言随着核反应堆单堆容量的增加和反应堆用锻件向整锻化方向发展，核岛中压力容器、稳压器和蒸发器用SA508-3钢锻件厚度不断增大、重量不断增加[1]。
核电用SA508Gr.3钢落锤试验分析
水冷却 焊接 法 的冷却速 度要 大些 ，焊接 时对 试样 的
热输 入 量 相 对 要 小 些 。在 标 准 规 定 的 约 束 条 件 下
拟 ，结 果表 明 其一 ２ ３ ． ３ ｏ Ｃ 的 冲击性 能可 以达 到 ７ ０ Ｊ ， 这 说 明热影 响 区粗 晶 区的韧性 也 不低 。
１ 试 验 方 法
本文依据 Ａ Ｓ Ｔ Ｍ Ｅ ２ ０ ８标 准 的 规 定 ，采 用 Ｐ 一 ３ 型落锤 试样 ，其尺 寸 为 ｌ ６ ｍｉ ｎ ｘ ５ １ Ｉ Ｉ Ｉ Ｉ Ｆ Ｉ Ｘ １ ２ ７ ｌ ｌ ｌ ｎ ｌ ，焊 接 电流 １ ８ ０ ～ ２ ０ ０ Ａ，焊道 长度 （ ４ ４ ． ５ ＋ ２ ５ ）ｎ ］ ｍ，焊
分 别 进 行落 锤 试验 。对 在一 ２ ３ ． ３ ｑ Ｃ 下 断 裂 的试 样 和
１ ． 中国第一重 型机械集团天津再犁装 备 呈 研究有限公司 高级 ＿ ｒ 程师 ，天津 ３ ０ ０ ４ ５ ７ ；２ ． 闻第一重型机械集团天 ３ ０ ０ ４ ５ ７ 津重型装备Ｔ程研究有限公州 ｌ 程师 ，天津
料 的无 塑性转 变温 度 （ Ｎ Ｄ ¨） 。
工艺 参数 的规定 都 比较 宽泛 ，且 引裂焊 道在 焊接 过
程 中又对母 材试 样有一 定 的热输 入量 ，埘此 内一 些学 者 也提 了 自己的观 点… 。而 笔者 根 据 多年 ＿ ｒ
作经 验从 材料微 观角 度对 落锤断 口及热 影 响 区的组 织进 行分 析 。
格 规定 。Ａ Ｓ Ｔ Ｍ Ｅ ２ ０ ８ — ９ ５ ａ（ Ｒ ｅ ａ ｐ ｐ ｒ ｏ ｖ ｅ ｄ ２ ０ ０ ０ ） 中推
道 ，开槽 ，作 为引裂 焊道 ，只是为 了引 入一个脆 性 裂 纹 源 ，在 冲击 载 荷 作 用 下 使 试 样 产 生 一 定 弯 曲 量 ，并 试样 受拉 面与 止裂 台接触 ，在 此种情 况下
由仪器化冲击试验结果计算SA508 Gr.3-Cl.2钢的剪切断面率
由仪器化冲击试验结果计算SA508 Gr.3-Cl.2钢的剪切断面率黄旭东;叶世亮;王滨;奚建法;王德泰【摘要】采用仪器化冲击试验方法对核电材料用钢SA508 Gr.3-Cl.2进行夏比冲击试验,记录其冲击过程的力-位移曲线,然后按GB/T 19748-2005中附录C提供的方法计算该钢的剪切断面率,并与传统测量方法所得的数据进行比较.结果表明:采用GB/T 19748-2005附录C中的公式(C.3)计算得到的剪切断面率数值与实际测量值之间具有较好的吻合性;相同条件下,高韧性试样的实测值与计算值的吻合性要高于低韧性试样的;当公式(C.3)中的系数K=0.43时,该公式为计算SA508 Gr.3-Cl.2钢剪切断面率的最优化公式.【期刊名称】《理化检验-物理分册》【年(卷),期】2014(050)002【总页数】6页(P115-120)【关键词】仪器化冲击试验方法;核电材料用钢;力-位移曲线;剪切断面率【作者】黄旭东;叶世亮;王滨;奚建法;王德泰【作者单位】上海材料研究所上海市工程材料应用与评价重点试验室,上海200437;上海电气核电设备有限公司,上海201306;上海材料研究所上海市工程材料应用与评价重点试验室,上海200437;上海材料研究所上海市工程材料应用与评价重点试验室,上海200437;上海电气核电设备有限公司,上海201306【正文语种】中文【中图分类】TG115.5+6如何准确快速地测定金属材料的剪切断面率是金属力学性能检测领域公认的难题，现今用得比较多的是GB／T 229－2007［1］附录C中推荐的5种传统的测试方法：①测量断口解理断裂部分的长度和宽度，按标准提供的对照表计算；②使用标准提供的标准断口形貌图与试样断口形貌进行比较；③将断口放大，并与预先制好的对比图进行比较，或用求积仪测试剪切断面率；④断口拍成放大照片用求积仪测试剪切断面率；⑤用图像分析技术测试剪切断面率。
由于试样断口解理断裂区域的形状不规则，使得采用这些方法测试得到的结果不是误差较大，就是测试过程相对繁琐，测试效率很低。
SA508 Gr.3钢核电大锻件组织演变及性能调控的研究
SA508 Gr.3钢核电大锻件组织演变及性能调控的研究SA508 Gr.3钢广泛应用于制造核电压力容器类大型锻件,包括核反应堆压力容器、稳压器以及蒸汽发生器,对核电站的安全运行起到至关重要的作用。
在服役过程中,高温、高压的工作环境以及承受中子辐照等因素将逐步恶化SA508 Gr.3钢的力学性能,尤其是冲击韧性,所以要求这类大型锻件具有较高的初始性能。
研究SA508Gr.3钢核电压力容器大型锻件在热处理过程中的组织演变是保障得到较高初始力学性能的有效方法。
本文研究了核电压力容器大型锻件用SA508 Gr.3钢中的贝氏体相变动力学、回火组织演变规律以及成分偏析对组织性能的影响,建立了工艺-组织-性能之间的关系,解释了热处理过程中组织演变影响SA508 Gr.3钢大型锻件力学性能的内在机理。
首先,本文研究了SA508 Gr.3钢中贝氏体等温转变特征。
采用相变热力学计算、膨胀实验和组织观察的方法,确定了贝氏体的形成温度区间、最大转变量与等温温度的关系以及贝氏体形成温度区间内的TTT曲线。
热力学计算和组织观察结果表明:在551℃～520℃等温形成无碳化物贝氏体,上贝氏体与无碳化物贝氏体的过渡温度约为520℃,上、下贝氏体的过渡温度约为440℃。
对膨胀曲线的分析和定量金相结果表明:SA508 Gr.3钢贝氏体等温转变存在明显的不完全转变现象,贝氏体的最大转变量f_max随等温温度的降低而升高,两者之间满足以下关系:f_max=1-exp[-α×(551-T)],其中α=0.04。
相变动力学分析结果表明:SA508 Gr.3钢贝氏体形成温度区间内的TTT曲线整体呈C形状,实验测得的鼻尖温度和动力学模型预测的鼻尖温度均在490℃左右,另外靠近Ms温度时贝氏体相变出现明显的加速现象。
通过以上分析可知,SA508 Gr.3钢大型锻件中的贝氏体相变具有贝氏体种类繁多、相变复杂的特点。
其次,研究了SA508 Gr.3钢中残余奥氏体回火时的分解特征。
核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢的比较和分析
抗拉强度 /M Pa 屈服强度 /M Pa
延伸率 (% ) 面缩率 (% )
485~ 655 # 250 # 20 # 38
550~ 725 # 345 # 18 # 38
620 ~ 795 # 450 # 16 # 35
725~ 895 # 585 # 18 # 45
795~ 965 # 690 # 16 # 45
K ey word s: nuc lea r reacto r pressure v esse;l fo rg ings; SA 508 stee;l a lloy ing elem ent
随着电力需求的不断增加, 世界各国在增加 核电站数量的同时, 也在不断提高反应堆单堆容 量, 而单堆容量的增加, 不可避免地引起核压力容 器的大型化。从核容器安全性和经济性考虑, 应 尽量减少组焊、连接时的焊缝长度, 因此核电锻件 向整体化方向 发展 [ 1 ] 。以上原因 致使锻件 厚度 不断增大, 质量不断提高。
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核电SA508-3钢在不同冷速下的显微组织
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２１ ００年 ６月
内 蒙 古 科 技 大 学 学 报
Ｊ ｕ ｎ ｌｏ ｎ ｒＭｏ ｇ ｌａ Ｕ ｉｅ ｓｔ ｆＳ ｉｎ ｅ ａ ｄ Ｔ ｃ ｎ ｌ ｇ ｏ ｒ ａ ｆ ｎ ｅ ｎ ｏｉ ｎ ｖ ｒｉ ｏ ｃｅ ｃ ｎ ｅ ｈ ｏ ｏ ｙ Ｉ ｙ
Ｊ ｎ ２ １ ｕ ｅ，０ ０
Ｖ０．９． ｏ ２ １ ２ Ｎ ．
第２ ９卷第 ２期
文 章 编 号 ：０４— ７ ２ ２ １ ） ２— １７— ５ １０ ９ ６ （ ０ ０ ０ ０ ２ ０
核 电 Ｓ ５ ８３钢 在 不 同冷 速下 的显 微 组 织 Ａ ０—
， ， 迟露 鑫 ， 永林 邢淑 清 赵 勇桃 陈芙 蓉’ 陈重 毅 麻 ，
Ｋｅ ｒ ｓ Ｓ ５ ８ ３ ｓｅ ｌ ｏ ｌ ｇ ｒ ｔ ；ｐ ａ ｅ ｔ ｎ ｉ ｏ ｏｎ ｅ ｅ ａｕ ｅ；ｍｉｒ ｓｒ ｃｕ ｅ ｙ ｗｏ ｄ ： Ａ ０ — ｔ ｅ ：ｃ ｏ ｉ ａ ｅ ｈ ｓ － ａ ｓｔ ｎ ｐ ｉ ｔ ｍｐ ｒ ｔｒ ｎ ｒ ｉ ｔ ｃ ｏ ｔｕ ｔ ｒ Ａｂ ｔ ａ ｔ Ｔ ｅ ｎ ｗ ｔ ｓ ｍａ ｅ ａ ｗ ｓ Ｓ ５ ８ ３ ｓｅ ｌｕ ｅ ｏ ｕ ｌａ ｏ ｅ ，ｐ ｏ ｕ ｅ ｙ ｔ ｅ Ｃ ｉ ａ Ｆ ｒｔＨｅ ｖ ｎ ｕ ｔ ｅ ｏ Ｌ ｄ ｓｒ ｃ ： ｈ ｅ ｅ ｔ ｔｒ ｌ ａ Ａ ０ － ｔｅ ｓ ｄ ｆ ｒｎ ｃｅ ｒ ｐ ｗ ｒ ｒ ｄ ｃ ｄ ｂ ｈ ｈ ｎ ｉｓ ｉ ａ ｙ Ｉ ｄ ｓ ｓ Ｃ ．， ｔ ． ｉ ｒ
核电用SA508 Gr.3 Cl.1钢窄间隙埋弧焊剂的研制
核电用SA508 Gr.3 Cl.1钢窄间隙埋弧焊剂的研制曾志超;张晓柏;毛兴贵;黄逸峰;杨飞;徐晓龙;余燕【摘要】介绍了一种核电用SA508 Gr.3 Cl.1钢窄间隙埋弧焊剂的渣系选择、配方设计与产品性能.该焊剂与专用焊丝进行埋弧焊接,研究较宽焊接参数范围内的焊接工艺性能适应性与热处理态熔敷金属的室温、350℃高温拉伸强度、低温冲击功稳定性.结果表明,该焊剂具有优异的焊接工艺性能适应性,焊接电流、焊接速度、道间温度等焊接参数在较宽的范围内变化时,热处理态熔敷金属力学性能均满足三代核电技术要求,且数值余量大,波动较小,具有较好的工程实用性.熔敷金属微观组织为粒状贝氏体+铁素体组织.【期刊名称】《电焊机》【年(卷),期】2018(048)008【总页数】5页(P128-132)【关键词】SA508 Gr.3 Cl.1钢;窄间隙埋弧焊剂;宽焊接参数;力学性能;稳定性【作者】曾志超;张晓柏;毛兴贵;黄逸峰;杨飞;徐晓龙;余燕【作者单位】四川大西洋焊接材料股份有限公司,四川自贡643010;四川大西洋焊接材料股份有限公司,四川自贡643010;四川大西洋焊接材料股份有限公司,四川自贡643010;上海核工程研究设计院,上海200233;四川大西洋焊接材料股份有限公司,四川自贡643010;四川大西洋焊接材料股份有限公司,四川自贡643010;上海核工程研究设计院,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TG422.10 前言近年来，随着核反应堆功率的不断增大、核电安全等级的进一步提升，对反应堆压力容器等核一级设备的综合性能提出了更高要求。
SA508 Gr.3 Cl.1钢焊接性能优良，高温强度和抗疲劳强度高，低温冲击韧性好，抗中子辐照性能优异，作为主要承压材料广泛用于三代及三代加核电的反应堆压力容器堆芯、筒体等关键部位[1-3]。
核一级设备壁厚一般为140～250 mm，目前主要采用窄间隙埋弧焊工艺，可减小焊接过程所需热量，降低焊接变形和残余应力，提高生产效率、降低成本。
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核电站压力容器用SA508-3钢厚截面锻件热处理冷却速度胡本芙杨兴博林岳萌(北京科技大学) (哈尔滨锅炉厂)(第一重型机械集团公司)摘要研究了不同截面厚度的SA508-3钢热处理冷却速度与力学性能的关系。
实验结果表明，当平均冷速≤18 ℃/min时，钢的强度和韧性较低，达不到标准要求。
当冷却速度为58～168 ℃/min时，其淬火组织为下贝氏体，经650 ℃回火后组织变成回火贝氏体和均匀分布的合金碳化物，使SA508-3钢具有良好的强度和低温韧性。
关键词压力容器用钢冷却速度合金碳化物QUENCHING COOLING RATE OF HEAVY SECTION SA508-3 STEEL FORGING FOR PRESSURE VESSEL FORNUCLEAR POWER STATIONHU Benfu(University of Science and Technology Beijing)YANG Xingbo LIN Yuemeng(Harbin Boiler Works)(First Heavy Machinery(Group) Co.) ABSTRACT The dependence of the properties of heavy section SA508-3 steel on the quenching cooling rate has been investigated.The experimental results show that the strength and toughness are lower than standard values when the average cooling rate is below 18 ℃/min;when the cooling rate is 58～168 ℃/min the microstructure of the steel is of low bainite,which is changed into tempered bainite with tiny dispersive carbides in ferrite after 650 ℃ tempering,making SA508-3 steel have good strength and low temperature toughness.KEY WORDS pressure vessel steel,cooling rate,alloy carbide近年来，为减少核反应堆压力容器及核蒸汽供应系统部件的焊缝数量，保证其安全可靠地运行，压力容器向大型化、整体化发展，使大型厚壁锻件的应用日益增多。
这就要求在合理设计锻件化学成分和控制冶金质量的同时，更加严格地控制热加工后的热处理工艺制度，尤其是成品件的最后热处理冷却速度，建立起冷速—组织—性能之间的对应关系，这些对确保核电站压力容器制造质量有着重要意义。
1 实验方法和步骤试验材料为国产SA508-3钢，化学成分(%)为：0.18 C，0.17 Si，1.40 Mn，0.14 Cr，0.79 Ni，0.51 Mo，0.04 Cu，0.02 Al，0.005 V，0.012 N，0.003 S，0.005 P。
试样从厚度为200 mm锻件上切取，试板尺寸为25 mm×200 mm×180 mm。
参考日本室兰制钢所实测的大型厚壁锻件在淬火时不同厚度位置上的实际冷却曲线图［1，2］，得出厚度为T/2和T/4位置上的平均冷速(890～450 ℃)，再根据SA508-3钢的CCT图和生产实践，选择6种平均冷速即8、18、28、38、58、168 ℃/min。
用HL26BH真空模拟热处理炉进行试板模拟热处理。
热处理前在试板中心钻一个1/2厚度的孔，插入热电偶测量冷却速度，由计算机控制冷却曲线的程序设计。
选用特定浸蚀剂腐蚀试样，在2 000倍油浸光学显微镜下采用网格法测定不同冷速下贝氏体中的碳化物数量和尺寸。
2 实验结果2.1 不同冷速下钢的力学性能图1给出了试验钢淬火态和淬火+350 ℃回火态的拉伸强度和屈服强度。
随着冷速的增加，开始时抗拉强度和屈服强度增加较快，冷速大于58 ℃/min时，增加渐缓，达一定值后两者都变化不大。
图 1 冷速与拉伸强度和屈服强度的关系Fig.1 Cooling rate vs tensile strengthand yield strength低温韧性是核电站压力容器部件的重要性能指标。
图2、3分别为冷速与冲击功和裂纹扩展功在冲击功中所占百分数之间的关系。
由图2可知，淬火图 2 冷速与低温冲击韧性(-10 ℃)的关系Fig.2 Cooling rate vs low temperature toughness图 3 冷速与冲击功中裂纹扩展功所占百分数的关系Fig.3 Cooling rate vs partial of propagation energyin impact energy态试样的冲击功很低，对冷却速度不敏感。
淬火—回火态的试样，随冷速增加冲击功不断上升，当冷速大于58 ℃/min时达到最大值，继续增加冷速冲击功变化不大。
由图3可以看出，裂纹扩展功占冲击功的百分比与冲击功一样，随着冷速增加其变化趋势相同。
图2与图3所示结果是完全一致的。
2.2 不同冷速下热处理后钢的显微组织图4所示为钢在不同冷速下热处理后(淬火)的显微组织。
淬火冷速为8 ℃/min时，钢的组织为块状铁素体+珠光体+少量贝氏体组织；当冷速为28 ℃/min时，钢中贝氏体数量增多，铁素体明显减少；当冷速为58 ℃/min时，组织主要为上、下贝氏体，铁素体基本被抑制；冷速大于168 ℃/min时，钢的组织中出现约40 %的马氏体，其余为贝氏体。
2.3 不同冷速下的回火贝氏体中碳化物的数量和尺寸C，图5给出了回火回火后，从贝氏体中析出合金渗碳体(FeCrMo)3后合金碳化物的分布情况。
由图5可以看出，随着冷速增加晶粒变小，贝氏体铁素体板条细化，碳化物颗粒尺寸减小，弥散分布程度提高。
从单位面积的碳化物数量及其颗粒尺寸与冷却速度的关系(图6、7)可知，当冷速高于37 ℃/min时，增大冷速对贝氏体中碳化物数量和尺寸影响不明显，但冷速小于37 ℃/min时，对碳化物数量和颗粒尺寸影响明显。
所以，淬火冷却速度的大小可直接影响碳化物的尺寸和数量。
图8给出了-10 ℃下冲击韧性与碳化物数量、尺寸之间的关系。
随着单位面积碳化物数量的增加，图 4 不同淬火冷速下钢的显微组织Fig.4 Optical microstructures of steels under different coolingrate(a)8 ℃/min；(b)28 ℃/min；(c)58 ℃/min图 5 不同冷速下的回火碳化物形态和分布Fig.5 Morphology and distribution of carbide after temperingunder different cooling rate(a)18 ℃/min；(b)38 ℃/min；(c)58 ℃/min图 6 冷速与单位面积碳化物数量关系Fig.6 Cooling rate vs quantity of carbide图 7 冷速与碳化物颗粒平均直径关系Fig.7 Cooling rate vs diameter of carbide particle图 8 低温韧性与碳化物数量(a)和尺寸(b)之间的关系Fig.8 Quantity and size of carbide vs low temperature toughness钢的低温韧性提高，特别是当碳化物数量大于102.4个/mm2时(此时碳化物颗粒平均直径约2.22×10-5～2.40×10-5 cm)，钢的冲击功明显增大，对改善钢的低温韧性有很大作用。
3 讨论Irvine K J和Pickering F B指出［3］，对于组织为贝氏体的钢，影响其韧性的因素包括贝氏体铁素体的晶粒尺寸及碳化物的形态和分布。
由图4和图5所示结果表明，当淬火冷速较慢(8～37 ℃/min)时，由于形成贝氏体的温度较高，上贝氏体中铁素体板条尺寸较大，聚集在板条间的碳化物相对较多，这样在回火时处在铁素体板条间的碳化物易于聚集长大，使得粗大碳化物颗粒集中在铁素体板条之间和原奥氏体晶界处，并呈连续分布状态，从而对强度和韧性有不利影响。
当冷速较快时(大于58 ℃/min)，一方面先共析自由铁素体被抑制，另一方面形成的下贝氏体铁素体片(条)细小，贝氏体形成温度低，碳长距离扩散更加困难，使贝氏体铁素体内析出的碳化物细小而且分布均匀，晶界上碳化物颗粒呈断续分布，因此使钢的强度和低温韧性提高。
观察冷速为58 ℃/min试样的冲击韧性断口上的碳化物分布状态(图9)可知，在贝氏体铁素体上析出的碳化物分布均匀，有利于改善钢的塑性，使裂纹不易首先发生在铁素体板条内，且一旦裂纹发生，裂纹传播扩展也困难，使钢的低温韧性明显得到改善。
图 9 微观断口上碳化物形态及分布Fig.9 Morphology and distribution of carbide aftertempering on the fractography of steels由上所述，对国产SA508-3钢大型厚壁部件来说，若由于设备条件限制，难以提高冷却速度或厚壁处满足不了一定冷速要求时，通过淬火前的正火和控制淬火温度、回火温度和时间，改变碳化物分布和大小，也能有效地改善钢的低温韧性。
4 结论(1) 当SA508-3钢的淬火冷却速度大于58 ℃/min时，不但可以抑制先共析铁素体的形成，同时也可分割细化原奥氏体晶粒，获得细小下贝氏体组织，有效地提高钢的低温韧性。
(2) 随着淬火冷速增加，贝氏体铁素体中碳化物颗粒变细，分布趋向均匀，有利于改善低温韧性参考文献1Katao,Migano.On the Heat Treatment,Microstructure and Mechanical Properties of Heavy Gauge Steels for Nuclear Reactor Pressure Vessel.The Tapan Steel Workes Technical Review,1967,29:623.2 中尾仁二.材料面から见た原子炉压力容器の安全性について压力技术，1977，15(5)：13.3Iroine K J,Pickering F B.Continuous-cooled Bainites.London:J Iron and Steel Inst.,1963.201,518.。