目前商业应用最广泛的核电站压力容器材料为SA508-3钢。但随着反应堆压力容器向大型化和一体化方向发展,对材料性能的要求进一步提升,而SA508-3钢较难保证特厚截面上的组织均匀性和性能稳定性。在此情况下,具有较高的强度和较高的韧性的SA508-4低合金钢,可以帮助在不久的将来推出具有更高安全性和经济性的先进压水堆系统。本文首先通过比较目前已被广泛商业应用的SA508-3钢和还未被应用但作为第四代核电站备选材料的SA508-4钢的组织与力学性能,了解SA508-4钢与SA508-3钢的区别和联系。之后通过改变SA508-4钢的热处理工艺及化学成分来研究其对SA508-4钢的组织与力学性能的影响,从而获得具有最佳综合性能的热处理工艺和化学成分含量。主要研究化学成分和热处理工艺中的奥氏体化温度、淬火冷却速度、回火保温温度和回火保温时间对钢材组织结构及其力学性能的影响。本文主要利用Thermo-Calc热力学软件对其进行热力学计算,作为研究析出相的理论基础;利用金相显微镜、扫描电子显微镜及透射电子显微镜观察材料经过热处理后的组织结构;利用MH-6型显微硬度计、万能试验机和冲击试验机对试样进行显微维氏硬度、室温拉伸性能、低温冲击韧性等力学性能测试,分析研究热处理工艺及化学成分对力学性能的影响;利用扫描电子显微镜观察试样拉伸断裂和冲击断裂后的断口形貌,从而判断试样断裂方式;利用Image-Pro plus软件对析出物的分布进行统计,从而研究析出碳化物与力学性能的关系;利用透射电子显微镜的衍射斑点及X射线衍射鉴定析出碳化物类型。对比SA508-3钢和SA508-4钢可知,经过热处理后的SA508-4钢的硬度、强度、塑性和低温冲击韧性值都较SA508-3钢有一定的提升。而热处理工艺和化学成分主要通过影响SA508-4钢的析出物和淬透性来影响力学性能的,随着回火保温时间的增加,强度逐渐降低,韧性和塑性逐渐升高,硬度基本不变;随着回火温度的升高,强度先降低后增加,韧性和塑性先增加后降低,硬度逐渐降低;随着回火工艺参数P的增大,强度先降低后增加,韧性和塑性先增加后降低,硬度逐渐降低后基本不变,且在回火工艺参数P为19.6时力学性能取得最值;随着奥氏体化温度的升高,强度和硬度基本不变,韧性逐渐降低,塑性稍有降低;而淬火冷却速度对SA508-4钢性能基本没有影响;随着Cr、Ni元素含量的增加,SA508-4钢的强度和韧性逐渐增加,硬度和塑性基本保持不变。