SA508Gr.4N钢作为新一代反应堆压力容器用钢,对比上一代钢种具有更优越的强度、韧性、淬透性以及焊接性能。化学成分方面,其增加了铬和镍元素的含量而降低了锰的含量,虽然其成分的变化可以获得更佳的微观组织,但同时加剧了材料对于中子辐照的敏感性。作为压水反应堆堆核电站中最关键的构件——反应堆压力容器,在长期服役过程中,需要承受高温、高压、辐照以及腐蚀性流体的冲刷作用。其中焊接热影响区粗晶区作为构件中最薄弱的部位,易产生突发的脆性断裂。已知中子辐照会导致钢中的磷元素发生非平衡偏聚,进而影响材料的晶间断裂应力,且偏聚量随时间的延长逐渐趋于饱和。本论文采用热时效的方法模拟磷元素偏聚对SA508Gr.4N钢热影响区粗晶区非硬化脆化的影响,同时采用足够长时间的去应力退火消除焊接残余应力,以近似模拟辐照导致的硬化脆化。本文以SA508Gr.4N钢为研究对象,采用Gleeble热模拟技术得到一段均匀、放大的焊接热影响区。并对焊接热模拟后的试样进行了620℃×6 h去应力退火以及560℃×500 h、530℃×800 h、500℃×1200 h的热时效处理,以获得不同的磷元素晶界偏聚量。通过分析不同条件下试样内部的显微组织,发现焊后粗晶区显微组织主要为下贝氏体及少量粒状贝氏体,且退火之后组织仍然表现为板条形态,表明该钢种具有良好的回火稳定性。同时,退火使得材料内部的碳化物发生了重新分布,大量链状碳化物沿贝氏铁素体的板条边界析出。对不同条件下的试样进行夏比冲击实验,分析不同冲击温度下得到的断口,发现随着冲击温度的降低,热模拟后试样的断口依次呈现韧窝、沿晶、解理的断裂特征。而对于时效后试样的冲击断口,即便温度降低至-190℃,也始终未能观察到解理断裂特征,这是由于热时效作用促进了磷原子的晶界偏聚,导致晶间断裂应力降低而引发的。分析不同条件下试样的韧-脆转变温度,发现去应力退火+560℃时效后试样的转变温度反而低于热模拟后的情况,这主要是因为去应力退火消除了材料内部的焊接残余应力,使得材料的屈服强度降低,且这种硬化脆化被削弱所带来的影响比由于磷元素晶界偏聚造成的非硬化脆化的影响更加显著,最终表现为试样更韧。同时,500℃、530℃时效后试样的韧-脆转变温度明显低于另外两种情况主要是由非硬化脆化导致的。综合焊接残余应力以及磷元素晶界偏聚对试样断口特征的影响,得出断裂应力随温度变化的曲线关系。鉴于检验核材料力学性能一般需要使用小尺寸试样,利用ABAQUS有限元分析软件,对比了小尺寸试样以及标准夏比冲击试样在受到冲击冲击载荷瞬间内部塑性区与的分布情况,得出尺寸效应会使得小试样的中心区域丢失一部分约束,从而更容易进入塑性状态,即更容易发生韧性断裂。因此,在使用小尺寸试样评估材料韧-脆转变温度的时候往往需要进行一定程度的补偿。