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在三代非能动压水堆核电设备上,大量地使用了SA-508 Gr.3Cl.2钢,该材料具有较高的强度和低温冲击韧性。由于核电部件材料厚度大,SA-508 Gr.3Cl.2钢焊接完成后需要进行较长时间的热处理,以消除残余应力。本文研究了核反应堆容器用SA508Gr.3钢大锻件热处理工艺,焊后热处理保温时间下的焊缝组织和冲击韧性的变化,分析了回火过程中残余奥氏体分解对回火冲击韧性的影响。