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3.4.2 变形速率影响 22
3.4.3 初始晶粒尺寸影响 26
3.4.4 变形量影响 28
4 对于不锈钢静态再结晶行为的研究 33
4.1 引言 33
4.2 静态再结晶软化率与体积分数的测定 33
4.3 静态再结晶动力学方程 34
4.3.1 马氏体不锈钢静态再结晶动力学方程 35
4.3.2 奥氏体不锈钢静态再结晶动力学方程 36
结论 37
参考文献 38
致谢 40
1. 绪论
1.1. 引言
利用核能发电是我们国家新兴能源战略的重要发展方向之一，国家《核电中长期发展规划确定在今后15年内至少要建设30座核电机组，到2020年，在运行核电装机容量可高达4000万kW，在建的核电装机容量有望达到1800万kW。根据目前核电发展，预计到2020年装机总容量可能会有进一步增长的可能。而在核电进一步成为我国主要能源来源，这也对核电设备国产化比例也提出了很高的要求。但是要实现设备的国产化，作为设备原材料的钢铁材料，尤其是内部堆件用材料就迫切需要实现国产化。
堆内构件是存在于压水反应堆压力容器里极其重要的一种设备，其功能非常重要。支承和互换核燃料组件，对核反应的启动、停止、功率调整以及反应堆温度的测量、中子通量的测量进行引导和控制，并提供正确的通道，创建一个合理的反应器的水通道，建立反应堆的二次安全支撑，以便降低安全风险，反应堆堆内构件的内部结构相对繁杂、且对构件的精细程度要求较高。反应堆堆内构件受高中子注量的辐照和冷却剂的腐蚀非常严重，且需要能在高温及高负载下具有稳定的力学性能，工作的条件非常苛刻。
根据RCC-M标准规定，安注箱和堆内构件用钢质保等级为核二级和核一级。该类用钢除了要求较高的化学性能、力学性能、耐腐蚀性能和表面质量外，还对杂质元素控制、无损探伤提出了很高的要求。这就对材料表面质量、材料的纯净度和杂质元素控制提出了极高的要求。
不锈钢以其良好的化学成分、力学性能、耐腐蚀性能、组织稳定性和良好的抗中子辐照性能而广泛用于核电站的关键设备，如核岛反应堆内的堆内构件、安注箱等一些配套的支撑件。
然而，我国现有大锻件制造技术与国外差距明显，一些高端产品如核电大锻件仍然无法国内生产，出于战略考虑，一些发达国家的大锻件生产技术对中国严格保密，进行技术封锁，甚至严格限制关键产品出口，使我国的核电关键重大技术装备长期依赖进口，成为制约我国核电工程建设及制造业的瓶颈。
对此，已引起国家的高度重视。将重点研究开发第三代核电重大装备所需的关键基础件和通用部件的设计、制造和批量生产的关键技术，开发大型及特殊零部件成形及加工技术等内容。因此，我国必须独立自主地研究和掌握大型锻件制造的关键技术，才能保证国家战略发展的需要。
1.2 锻件两种材料成分配比特征
1.2.1 马氏体不锈钢Z12CN13
一般马氏体不锈钢除具有不错的耐蚀性外，还可以通过直接淬火得到马氏体组织，其具有高的强度、硬度、耐磨性以满足客户的使用要求，现已广泛地用于核电设备中。
1.2.1.1 Cr的影响
马氏体铬不锈钢的Cr含量一般为12％～18％，其中13％Cr马氏体铬不锈钢是常用的钢类，当Cr含量低于12％时，钢的耐蚀性快速降低，钢的耐蚀性随钢中Cr的百分含量的增加而提高，但不锈钢中Cr含量一旦高于18％时，钢在高温进入不到稳定的纯奥氏体区，不可能通过淬火得到全部都是马氏体组织而进行强化处理。
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