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核电压力容器(Reactor pressure vessel,简称RPV)长期在高温、高压和强中子辐照的环境下运行,要求RPV用钢具有良好的强韧性匹配、优异的焊接性以及抗中子辐照性能。目前RPV大锻件主要由SA508Gr.3钢制造,但现有SA508Gr.3钢已经达到了其性能极限,无法满足锻件大型化和一体化的发展需求。在此情况下,具有更好强韧性匹配的SA508Gr.4N钢可能逐步取代SA508Gr.3钢而获得工程应用,然而目前对SA508Gr.4N钢研究较少。为研究SA508Gr.4N钢热变形行为,本文利用Gleeble-3800热模拟机进行热压缩试验,变形温度区间为800-1200℃,变形速率区间为0.001-10 s-1。采用自主研发的可控速热处理炉研究了 SA508Gr.4N钢调质热处理工艺。利用扫描电镜(SEM,Hitach-S6100)、透射电镜(TEM,Hitach-800)以及相分析等手段,对不同试验后试样的微观组织和析出相进行分析。对SA508Gr.4N的组织转变及其影响因素,力学性能及其强韧化机制,进行了细致分析和系统讨论,并得出以下结论:当升温速率较低时,试样相变开始温度较低,且相变温度区间较大,根据膨胀曲线绘制了连续加热曲线(CHT)。测定SA508Gr.4N钢的Ac1为710℃、Ac3为790°C。淬火过程中随着冷却速率的降低,SA508Gr.4N钢组织变化顺序为:马氏体→贝氏体、马氏体混合组织→混合贝氏体组织→先共析铁素体+贝氏体组织,根据试验结果完善了 SA508Gr.4N钢CCT曲线。计算了不同温度下贝氏体转变量的最大值,绘制了 SA508Gr.4N钢TTT曲线。建立了 SA508Gr.4N在温度为800-1200℃,变形速率为0.001-10 s-1时的热加工图,图中出现两个相连的能量消耗值最高的区域:变形温度为1023-1175℃,变形速率为0.001-0.005 s-1,能量消耗率约为0.4。引入Z参数用于表示动态再结晶条件,发现当lnZ小于37.44时发生完全动态再结晶。建立了用于预测流变应力的数字模型,模型预测值与试验值相差较小。含A1较高试验钢晶粒细化效果较好,AlN起到了钉扎晶界的作用,阻碍晶粒长大。在试验中发现SA508Gr.4N钢具有组织遗传现象,为消除该钢组织遗传设计了两种热处理方案。发现经等温退火+亚温正火+正火工艺处理后,可有效消除试验钢组织遗传,晶粒等级由2-9级细化为7.5-8级。随淬火温度的变化,试验钢调质态力学性能及微观组织无明显变化。随着回火温度的升高,铁素体板条宽度增大,晶内细小而弥散M2C和M3C型碳化物数量减少,试验钢强度下降。经综合分析得出最佳淬火温度为860℃,最佳回火温度为600-620℃。试验钢经该调质工艺处理后可获得良好的强韧性匹配,且力学性能均达到ASME要求。