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中国作为核电大国,核电安全对于保障我国能源安全和公共安全具有非常重要的意义。堆芯熔融物堆内滞留（IVR）技术作为一种压水堆严重事故缓解措施,通过反应堆压力容器（RPV）外部冷却堆芯熔融物,保证压力系统完整性,防止放射性物质泄漏。在IVR条件下,RPV材料将不可避免地发生相变,并且蠕变断裂是其主要失效模式。然而,目前对于RPV材料严重事故条件下（特别是相变温度区间）的蠕变行为仍缺乏深入研究,亟需建立具有物理意义的高温蠕变本构模型来预测RPV材料的蠕变变形和断裂寿命。本文针对严重事故条件下,典型RPV材料SA508-Ⅲ钢的相变组织演化规律展开研究,获得了材料高温拉伸和蠕变数据;明确了相变对于材料高温拉伸和蠕变性能及其微观损伤机制的影响;基于变形机制的真应力（DMTS）蠕变模型和改进型DMTS模型建立了材料在相变不同阶段的蠕变模型,实现了对蠕变应变时间和断裂寿命的预测。在差热扫描法（DSC）和时效热处理试验的基础上,通过扫描电镜（SEM）、电子背散射衍射（EBSD）、透射电镜（TEM）等微观组织分析手段,明确了SA508-Ⅲ钢的相变温度区间为700800°C,阐明了奥氏体相变过程中的主要组织演化行为是奥氏体形成和渗碳体溶解。通过SA508-Ⅲ钢室温至1000°C的拉伸试验,发现材料的屈服强度和抗拉强度随温度的增加而单调递减,而塑性在相变温度（750°C）及以上时先显著增加后趋于稳定。通过对拉伸试样的断口形貌和微观组织观察,阐明了相变组织演化对于拉伸微观损伤机制的影响,微孔洞的优先成形位置随相变过程的变化为:渗碳体聚集区域或渗碳体和基体界面处（相变前）;奥氏体-铁素体界面（相变阶段）;奥氏体晶界（相变后）。相变对拉伸性能的影响主要体现在相变后奥氏体形成和渗碳体溶解引起材料强度降低和塑性显著增加。进行了SA508-Ⅲ钢在650850°C下的高温蠕变试验,发现在相变温度（750°C）,相同应力条件下材料的蠕变断裂寿命明显降低,而稳态蠕变速率显著上升。通过微观分析和蠕变强化机制计算表明,相变条件下蠕变寿命缩短的主要原因是由于奥氏体形成和渗碳体溶解导致的位错强化和析出强化作用减弱,以及奥氏体和铁素体双相共存引起的双相界面上局部应变集中,造成微孔洞裂纹萌生扩展,导致材料的过早断裂。通过微观分析和理论计算明确了SA508-Ⅲ钢随相变历程的蠕变变形机制演化机理:相变前为应力导向的多蠕变变形主导机制;相变阶段为位错滑移和晶界滑移机制协同控制;相变后为晶界滑移主导变形机制。因此,采用单一蠕变变形机制理论的Orr-Sherby-Dorn（OSD）参数法在多蠕变变形机制主导区域（450750°C和10400 MPa）无法对特定蠕变应变时间(t3%或t5%)给出较精确的预测结果。为克服单一蠕变变形机制对蠕变变形和寿命预测的局限性,根据SA508-Ⅲ钢相变组织演变的微观特点,结合多蠕变变形主导机制,本研究建立了SA508-Ⅲ钢在不同相变阶段的蠕变本构模型:相变前（450650°C）为基于变形机制的真应力应变（DMTS）蠕变本构模型;相变后（8001000°C）为考虑晶粒尺寸和应力阈值效应的改进DMTS蠕变本构模型;相变阶段（700750°C）为铁素体奥氏体双相体积分数加权的统一蠕变本构模型。所建立的SA508-Ⅲ钢蠕变本构模型较好地预测了材料在相变不同阶段的蠕变行为,对特定蠕变应变时间(t3%或t5%)和蠕变断裂寿命（tr）给出了较为准确的预测值。本文在研究SA508-Ⅲ钢相变组织演化及稳定性的基础上,通过高温拉伸和蠕变试验,获得了材料的高温拉伸和蠕变数据,结合微观分析手段,明晰了相变组织演化对拉伸和蠕变性能及机制的作用机理,并建立了材料不同相变阶段的蠕变模型,为进一步完善IVR技术和保障严重事故下RPV结构完整性提供了数据支持和理论依据。