毕业论文-核电钢中子辐照实验模拟

单位代码 学 号 分类号 密 级 毕业设计(论文)核电钢中子辐照实验模拟院（系）名称材料科学与工程学院专 业 名 称材料科学与工程学 生 姓 名指 导 教 师 年 5月本科生毕业设计（论文）任务书、毕业设计（论文）题目：核电钢中子辐照实验模拟 、毕业设计（论文）使用的原始资料（数据）及设计技术要求：1.Fahim Hashmi, Sujun Wu, Huanxi Li. Experimental Simulation of Neutron Irradiation Damage in Reactor Pressure Vessel SteelsJ. Key Engineering Materials Vols. 324-325(2006)pp.1189-1192 2. 姜伟之,赵时熙,王春生,张峥.工程材料的力学性能M. 北京:北京航空航天大学出版社,2000. 3.数据记录真实准确，按照仪器设备等主要参数逐一记录。 4.试验设计思路要求清晰，设计方案具有可行性 、毕业设计（论文）工作内容：、主要参考资料： 材料科学与工程 学院（系）材料科学与工程 专业类 380102 班学生 叶康琳 毕业设计（论文）时间： 2012 年 3月 1日至 2011 年 5 月 28 日答辩时间： 年 月 日 成 绩： 指导教师： 兼职教师或答疑教师（并指出所负责部分）： 系（教研室）主任（签字）： 本人声明我声明，本论文及其研究工作是由本人在导师指导下独立完成的，在完成论文时所利用的一切资料均已在参考文献中列出。作者：签字：时间：核电钢中子辐照脆化实验模拟学生：指导老师：摘 要随着化石燃料日益枯竭和人类对能源需求的快速增长，新型能源的开发变得越发重要。具有污染小，品位高的核电，其安全问题一直要摆在第一位。核电钢作为结构材料收到中子辐照后，韧脆转变温度升高，材料变脆，这些变化直接影响着材料的安全和服役寿命。目前国内外核电钢抗中子辐照试验利用随堆放置的试验样品进行。这种方法试验有周期长，危险，费用昂贵等缺点。因此，利用常规试验模拟出核电钢中子辐照的脆化效应，无论在经济还是安全方面都有显著意义。本文介绍了近年来几种核电钢脆化的实验模拟方法。这些方法主要包括电子（离子）辐照模拟，机械处理模拟，热处理时效脆化以及复合脆化。不同的试验模拟方法得到不同的结果，其中复合脆化试验结果最能较好的模拟出核电用钢在经受中子辐照后产生的脆化效应。基于此原因，本文工作主要对两种核电用钢（SA738和A508-4）进行了尝试性催化模拟。关键词：韧脆转变，复合脆化，实验模拟，中子辐照Experiment simulation of steel brittlement under neutron irradiationAuthor：TutorABSTRACTCoincided with the depleting fossil fuels and increasing demands for energy is the growing importance of new energy development. With the advantage of low-pollution and high energy density, nuclear power plants security is always the first priority that needs to be considered. After being irradiated by neutron, the DBTT (Ductile-Brittle Transition Temperature) of reactor vessel steel increase, while ductile goes opposite. All these change will greatly affect the security and life-time of the steel. Compared with the approach that test the material irradiated by neutrons in the test reactor, conventional deformation and aging experiments have their advantages in safety, experiment expense and experiment cycle.Several experiments, including electron irradiation experiment, mechanical deformation experiment, heat treatment aging brittlement and composite experiment, that simulate the effects of neutron irradiation upon steel are provided. Different results are presented via different experiment procedures. Among these experiments, composite experiment simulation provides the most similar effects that produce by neutron irradiation at the level of 9x10-4 dpa at an irradiation temperature of 190 . Based on such reason, this paper summarizes the composite brittlement experiments that conducted on the steel of SA738 and A508-4.KEY WORD:DBTT，neutron irradiation，composite brittlement，experiment simulation目录1绪论11.1研究背景和目的11.2国内外研究状况31.3课题研究方法41.4论文构成及研究内容72试验部分92.1试验设备及材料92.2SA738钢脆化模拟102.3A508-4钢脆化模拟113性能测试133.1脆化效果评价标准133.2SA738钢脆化后性能133.3A508-4163.4小结164总结16致谢16参考文献161 绪论1.1 研究背景和目的1.1.1 研究背景当今化石燃料日益枯竭，火电发电成本将日益增高；而水力发电所必须地理条件及其建造的大坝带来的潜在的生态问题严重制约了水电的推广。因此，新型能源的开发变得日益紧迫。目前，主要的新型能源有太阳能，风能，地热及核能。其中，核能有诸多较为显著的优点：受天气、地理环境影响小，运营成本低，对负荷变化响应速度快等。我国核电发电功率不到全国装机总容量2%，而在“十二五规划”中，核电中长期发展规划（2005-2020）进行大幅调整国家发展和改革委员会. 核电中长期发展规划DB/OL. /nyjt/nyzywx/W020071102337736707723.pdf（2012年5月16日）。根据规划，到2015年，核电装机规模将达到3900万千瓦；到2020年的核电装机规划将提高到8600万千瓦，占届时总装机的5左右，在建规模在4000万千瓦。从目前已经投产的1000万千瓦提到8600万千瓦，一下翻了8倍多。T在大力发展核电的同时，其安全性问题不容忽视，2011年日本福岛核电灾难要引起重视。目前核电站的安全主要由三道屏障保护。第一层是燃料元件包壳，锆合金包壳管中封装了二氧化铀芯块，防止气态裂变产物逸出；第二层是20厘米左右厚的不锈钢压力容器，将反应堆冷却剂全部包容在内；第三层是作为一回路厂房的安全壳，它是在出现第一、二层屏障均失效的恶性事故后的最后一道屏障，防止放射性物质逃逸到大气环境中。其中压力容器（Reactor Pressure Vessel，简称RPV）极容易受到辐射影响而变脆，同时韧脆转变温度升高。核反应堆压力容器面临的最大的威胁是脆性破坏。从图1.1中可以看出，材料塑性屈服强度、塑性断裂强度和脆性断裂强度均会随着温度的变化而变化。其中塑性屈服强度、塑性断裂强度随温度升高的降低，而脆性断裂强度随温度升高而增加，但相比与塑性区服变化得更缓慢。在温度低于A时，材料脆性断裂强度小于塑性屈服强度，断裂是是脆性断裂；温度高于B时，材料塑性断裂强度小于脆性断裂强度，整个断裂过程都是塑性断裂；温度介于A、B之间时，材料先发生塑性屈服，直到应力达到脆性断裂强度时，材料转变为脆性断裂。图1.1屈服强度和断裂强度随温度的变化材料脆性破坏的特点是，断裂时的应力小于材料的屈服应力，而断裂前有没有塑性变形等宏观易于发现的征兆。因此，反应堆压力容器的材料一旦发生脆性破坏，事态的发展往往十分迅速难以控制，后果是十分严重的。目前核压力容器钢多采用A508-III，而A508-IV尚处于研究阶段并未投入使用。A508-III钢是在A508-II钢基础上, 通过减少硬化元素C、Cr、 Mo的含量，以减小裂纹敏感性，使基体堆焊不锈钢衬里时, 降低产生裂纹的倾向，以便保证与Cr含量少的A533B 钢板的性能相吻合。为弥补因减少硬化元素而降低的强度和淬透性，特提高了A508-III钢中Mn的含量。因Mn易增大钢中偏析, 故又降低了P、S含量。【引用】1.1.2 研究目的对核电用钢进行脆化实验模拟，进而得到一组系统规范的脆化工艺。这不仅可以作为相关材料的性能评估还可以用于预测寿命和安全性能，或许还可以为新材料的开发提供数据借鉴。但是目前国内及国外核电用钢抗中子辐照试验条件比较苛刻，研究方法是利用随堆放置的监督试验样品，样品在堆内处于自由状态下辐照，到达一定辐照剂量后，转运到热室进行力学性能和物理性能测试，与辐照前得性能相比较，从而监督核电用钢的性能退化及评价其安全性。核电用钢经过中子辐照后具有强放射性，为了实验人员的安全，实验时需要采取特殊的防护措施，辐照材料试验的每一步都要用机械手操作，实验条件要求非常苛刻，试验过程费时并且非常昂贵，而且试验研究用反应堆数量越来越少，试验越来越困难。此外对于核电用钢研发来说周期太长，不能满足生产需要。因此，亟需一种能够避开核反应堆的试验方法对材料进行脆化模拟研究。1.2 国内外研究状况目前针对核电用钢的脆化模拟出现了多种方法，包括电子辐照模拟、机械处理、热处理时效脆化和复合脆化等。1.2.1 电子辐照模拟利用中子辐照对材料进行试验，不论从试验费用，安全性，经济性上都有较大限制，因而有人利用电子辐照来模拟中子辐照的影响。近年K. Fujii K. Fujii. Hardening and micro structural evolution in A533B steels under neutron irradiation and a direct comparison with electron irradiation J.Journal of Nuclear Materials, 2010: 46-55等对比中子辐照和电子辐照对中等含Cu的钢的硬化及显微组织影响时，发现产生的硬化和富Cu沉积相基本相同。但是中子辐照中溶质更加富集，而富集的空位更少，尺寸更大，密度更低。这可能是因为和中子相比，电子或其他离子带电，在撞击原子时会受到库伦力的影响。本来按照发射轨迹不会撞向原子的电子在库仑力的作用下发生偏移，电子的运动类似于产生了光学聚焦的现象。因此电子的撞击会更加集中，造成了上述差别。此外类似于电子辐照的模拟，也有用离子进行辐照实验模拟的。因为汇聚效果受粒子的荷质比影响，荷质比越大汇聚越严重。因而要验证上述猜想，可采用相同能量的粒子进行辐照的实验模拟，比较试样上的富铜原子区的密集程度即可。1.2.2 机械处理目前出现了很多关于中子辐照的模拟实验，DiMelfi等发现如果把经过中子辐照的拉伸曲线沿应变轴向右平移到某一位置，就可以和没经中子辐照的拉伸真应力-真应变曲线基本重合。该发现表明中子辐照导致的材料硬化在宏观力学性能表现上可以等同于应变硬化。而塑性变形处理的脆化效果和应变速率，温度等变量有关。 R.J. Dimelfi, J.M. Kramer, Modeling the effects of fast-neutron irradiation on the subsequent mechanical behaviour of type 316 stainless steel, Journal of Nuclear Materials, Volume 89, Issues 23, April 1980, Pages 338-346, ISSN 0022-3115, 10.1016/0022-3115(80)90065-3.但试验中材料的韧脆转变温度的变化情况并不清楚。1.2.3 热处理时效脆化除了塑性变形，热处理时效同样也能产生类似的脆化效果。Mathon，Pareige和Miller的研究结果表明核压力容器钢经辐照后铜的沉淀析出机理和该钢在约500回火处理铜的析出机理是相同的。富铜原子析出后钉扎位错，一方面增加了位错移动的障碍，一方面又促进位错增殖，最终表现为材料强度提而高韧性下降。Miller等对Fe-1.1% Cu-1.4%Ni（原子分数）模型钢分别在300，400，500，550和600进行了长期时效处理，结果表明，模型钢经过 300/10000h、500/10h时效后, 模型钢有富铜原子团簇的析出。 P Pareige, K.F Russell, R.E Stoller, M.K Miller, Influence of long-term thermal aging on the microstructural evolution of nuclear reactor pressure vessel materials: an atom probe study, Journal of Nuclear Materials, Volume 250, Issues 23, December 1997, Pages 176-183, ISSN 0022-3115, 10.1016/S0022-3115(97)00264-X.张瑞谦等对将Cu含量提高至0.5wt%的A508-3钢在400下时效150h同样发现了富铜原子团簇的析出。 张瑞谦;洪晓峰;彭倩. 反应堆压力容器模拟钢中富Cu原子团簇对材料力学性能的影响J.核动力工程.2010.(01)并且他发现富铜原子团簇析出初期，团簇对材料冲击韧性影响最大，但是强度并没有提高；而Ni的加入会加速富铜原子团簇析出，但Ni本身能提高韧性，试验结果模拟前后的冲击韧性都优于未加Ni材料，Ni的加速富铜原子团簇析出则体现在试验前后材料的韧性变化差值上。1.2.4 复合脆化鉴于塑性变形和热处理时效均能不同程度的模拟出核电钢的中子辐照效应，我国吴素君教授和英国的Knott教授提出了利用的机械处理与脆化热处理相结合的复合脆化处理方法，该工作主要在力学性能方面很好地模拟中子辐照对核压力容器钢的综合脆化作用。 S.J Wu, J.F Knott, Effects of degradation on the mechanical properties and fracture toughness of a steel pressure-vessel weld metal, International Journal of Pressure Vessels and Piping, Volume 80, Issue 11, November 2003, Pages 807-815, ISSN 0308-0161, 10.1016/j.ijpvp.2003.01.003.试验中材料经600、6hrs去应力退火后经历的模拟过程有（a）晶粒粗化过程（1150，4hrs，炉冷至500，48hrs，空冷至室温）；（b） 8%的预应变。经此试验模拟后再对材料进行力学性能测试。试验发现，这种对焊接金属的试验模拟过程提高了材料的强度并降低了材料的硬化速率，其影响结果和190下9x10-4dpa的辐照情况相当。而试验中的钝口四点支撑压弯测试表明，韧脆转变温度约上升了110。但该工作没有分析复合脆化处理后材料的显微组织变化，对其他核电用钢的模拟情况也并不清楚。本课题首先对核电站的一回路厂房，即安全壳用钢SA738进行了四组脆化的实验模拟，考虑到A508-4与SA738均是核电用钢，受到不同程度的辐射。因而借鉴SA738结果对压力容器用钢A508-4进行脆化工艺设计。（A508-4钢目前并未真正投入使用，仍处于研究阶段）1.3 课题研究方法核电用钢之所以在中子辐照的条件下发生脆化，是因为材料在暴露在大量的高能中子环境下，正常格点上的原子受到高能中子的轰击，偏离原来的位置，进入晶体间隙中，形成弗伦奎尔缺陷，同时在原来格点上留下空位，见图1.3-1。图1.3-1中子辐照效果示意图当时间足够长，材料内部出现大量这种缺陷后，大量的这种间隙原子会钉扎位错或者形成位错环，使材料强度增加，韧性下降，使脆性破坏成为可能；而留下的空位在反应堆的高温环境下也有机会发生移动，并聚集形成微小裂痕，成为脆性破坏的导火索。这一过程进行的速率和程度与当时的温度有关。时效对缺陷的影响见图1.3-2。当然，在此过程中也有出现间隙原子与空位相消的可能，最后的情况应该是两种可能叠加的结果。图1.3-2时效对缺陷的影响综上可以看出此过程有两个关键点：一个是要有间隙原子和空位，另一个是在一定的热环境下发生时效。因此在实验模拟的时候采用不同的冷变形拉伸的手段使材料内部产生间隙原子及空位，随后将材料进行不同的热处理，使材料产生时效。最后对得到的材料进行一系列相关的力学性能的测试。诸如拉伸测试测量材料经脆化后的强度提高的情况；通过拉断后测量试验件的伸长率可得到材料的塑性情况；对材料进行charpy-V口冲击试验测量材料冲击功，表征其韧性。反过来，先对材料进行时效热处理，有相关研究表明会出现富铜原子偏聚区，并以此增加位错阻力，之后再进行应变处理提高位错密度也能起到相似的脆化效果。不过最后进行的性能测试是一样的。不同的脆化过程不仅涉及到时效和应变的先后问题，还有诸多其他影响参数，包括应变速率、应变程度、应变方向、时效温度、时效时长等。本研究只探讨了时效时长和脆化程序的因素产生的影响，其他影响因素在试验中均保持一致便于比较。本课题针对SA738钢采用了表1.3-1中四种工艺进行中子辐照的脆化模拟。表1.3-1 SA738的四种脆化工艺项目脆化工艺1#拉应变5%+500时效30hrs2#拉应变5%+500时效60hrs3#500时效30hrs+拉应变5%4#500时效60hrs+拉应变5%在SA738钢的脆化模拟研究基础上设定了A508-4的脆化方案。在SA738钢的脆化结果和性能测试表征中发现，先热处理时效后应变的脆化（3#和4#）结果要明显优于先应变后热处理时效（1#和2#）的结果。此外在SA738钢的两组热处理时效+应变的脆化结果中，出现了与预期相矛盾的情况。考虑到3#和4#较好的模拟出了想要的脆化结果，而两者之间的比较仅仅是热处理时效时常的不同，基于以上两点对A508-4做出了如下的脆化方案设计：表1.3-2A508-4的四种脆化工艺序号脆化工艺A520时效10hrs+压应变10%B520时效30hrs+压应变10%C520时效90hrs+压应变10%D520时效180hrs+压应变10%当SA738试样和A508-4试样分别完成上述脆化过程后，对它们的力学性能进行测试分析，并与脆化之前进行比较。1.4 论文构成及研究内容本课题的研究内容主要分为以下两方面：（1） 对SA738钢进行交货态热处理后，加工成满足不同脆化工艺要求的试样，并进行脆化处理。脆化完成后所有试样均加工成标准样进行力学性能测试，包括拉伸试验、charpy-V冲击试验，以此评估不同的脆化工艺的模拟效果。（2） 在借鉴SA738脆化工艺效果的基础上，设定A508-4的脆化方案。将不同脆化方案下处理的试样进行冲击试验，同一方案下得到的试样在不同的温度下测试，以此可以获得经不同脆化工艺处理后的韧脆转变曲线。和已知的A508-4交货态的力学性能数据对比可以看到韧脆转变温度（DBTT）、屈服强度、韧性等的变化情况。（3） 最后综合分析试验过程中的现象，数据和出现的问题。2 试验部分2.1 试验设备及材料 试验材料本试验用到的主要材料及其规格和生产厂商如下：l SA738钢（成分表）l A508-4钢（成分表）l 垫块（尺寸）2.1.2 试验设备本试验用到的主要试验设备及型号、生产厂商见下表：表2.1.2试验用到的主要设备和仪器试验仪器和设备型号生产厂家箱式电阻炉（1000）SX2-4-10北京电炉厂箱式电阻炉（1300）SRJX-4-13北京电炉厂电子显微硬度计光学数码金相显微镜Olympus BX51MOlympus 公司扫面电子显微镜S-4800冲击试验机机械式万能试验机SANS 5105MTS工业系统有限公司电液伺服万能试验机WAW 1000-C济南新时代试金仪器有限公司2.2 SA738钢脆化模拟 SA738交货态力学性能核电站安全壳有相当严格的密封要求，这在国家在建核电站安全壳衬里用碳素钢板采购技术条件中具有明确的规范。SA738钢炼好后并不能直接投入使用，铸造过程中会产生晶粒成分偏析，支晶等现象。这些因素都会影响SA738钢材的力学性能，使最终建造成的安全壳厂房无法满足安全性的要求。因此在SA738钢投入使用前要对其进行调质处理，使其强度、塑性和韧性都较好，具有良好的综合机械性能。本次试验使用的调质处理参数为：920淬火1小时，随后在650下回火1.5小时。经此调质处理后的即可获得SA738钢的交货态，它的力学性能见下表：表2.1.2 SA738交货态力学性能屈服强度（MPa）抗拉强度（MPa）延伸率（%）横向冲击功（J/-45）纵向冲击功（J/-45）615685201082182.2.2 四组脆化工艺对上节中的交货态的SA738钢进行四种不同的脆化工艺进行处理。l 先拉伸后时效a 对预先设计好的1#和2#两组试样分别加工出3根16的拉伸试样，并用材料试验机（型号）对其进行5%的拉伸，拉伸时应变速率是0.5mm/min。b 将上述完成拉应变的试样一并放入箱式电阻炉（SX-2-4-10）中进行热处理时效，热处理温度是500。30hrs后取出其中3根，并标识其为1#组，60hrs后取出剩余3根作为2#组。由于1#和2#两组试样是放在一个电阻炉中热处理的，中途取出试样时尽量保证开关炉门迅速，将热损失降到最低。l 先时效后拉伸a 将两个试样块分别进行30hrs和60hrs的热处理时效，热处理温度是500。和之前一样要注意中间取样时的热量的损失。其中30hrs的作为3#组，60hrs的作为4#组。b 热处理完成后将两块材料分别加工出3根16的拉伸试样，6根试样均用材料试验机以0.5mm/min速率进行拉伸，拉伸到5%时停止。2.2.3 小结2.3 A508-4钢脆化模拟 A508-4交货态力学性能和SA738钢类似，A508-4轧制受成分偏析织构等影响，所以A508-4钢在炼好后同样要经过调质处理，使材料满足一定的力学性能。A508-4钢调质处理参数为：2.3.2 不同时效的脆化l 时效处理对完成调质处理后的4块A508-4钢分别进行标号A、B、C、D。四组试样块放入同一箱式电阻炉中进行热处理时效，时效时常分别是10小时、30小时、90小时和180小时，时效温度是520。因为四个试样快是放在同一箱式电阻炉中的，时效过程中到10小时、30小时、90小时时要迅速打开箱门，取出相应的试样块并尽快关闭箱门，以减小炉内的热量损失和温度波动。试样快取出后，让其立于地面空冷。试样用最小的一面与地面接触，这样可以尽量保证各个方向冷却速度的一致性。l 试样加工将上述经不同时常时效处理后的试样块分别取其轧制方向为长度，加工出9.9mm*14mm*53mm的长方体小试样。其中，53mm方向同轧制方向平行，而9.9mm*14mm的两个面磨光。这两个面在后期应变处理时作为受压面，两个面磨光可以在较大程度上保证试样在垂直压缩方向上较均匀延展，尽量减少鼓凸的现象。见图2.2.3。14mm53mm9.9mm磨光轧制方向图2.2.3待压试样尺寸及方向另外，受原始试样块形状的限制，A至D共4组试样块分别加工出了块上述长方体小试样。l 应变处理考虑到试样在受压过程中，横截面积会随着压应变的增加而增加。因此，在试样屈服后至试样达到要求的应变前，压缩试样需要的压力会显著增加。这里使用的材料试验机是济南新时代试金有限公司的WAW 1000-C试验机，其最大吨位是100吨。因为试验机的压缩端部有圈状凹槽，为避免试样在压缩的过程中陷入凹槽内，同时也有处于保护材料试验机的考虑，这里需要先加工两件压缩垫块。压缩垫块是两个（尺寸成分？）的长方体钢料，在箱式电阻炉（SRJX-4-13）中随炉升温至1000后保温一小时，之后取出放于水中淬火以提高其硬度。这里由于垫块较大，在水中淬火最初由钳子夹持并不断搅动。垫块表面高温，在浸入水中后表面形成一层水的汽化层，该汽化层导热能力远小于水，会影响淬火效果。通过用钳子夹持垫块搅动，可以破坏汽化层，利于垫块降温。垫块完成淬火后，每个垫块的两个接触面磨光，其原因和压缩试样相同。压缩开始前，在压缩垫块与试样接触面用记号笔标出十字标记，在十字标记上标出试样放置位置。见图。试样放于标记处可以保证试样的中心与两个压缩垫块的中心重叠，同样在试验机的底座上也标出中心，试样连同垫块一并放入。保证中心重叠是为了避免在压缩过程中对试样产生剪切力，致使试样歪斜。试验材料在压缩前均预先进行试接触消除间隙处理，其过程如下：试验机以2mm/min速率压缩，至应力达几KN，随后进行卸载。这样就保证了材料试验机与试验件处于解除状态，并消除了间隙。14mm厚的试样压应变10%需要产生1.4mm塑性变形。在试样在压缩过程中，考虑到垫块也要发生变形，而且垫块越后变形越大。同时为了避免压缩变形过量，第一个试样进行了多次试压，最终确定在压缩3mm后可以得到较理想效果。在试样达到压缩量后，试验机保载2分钟，使试样充分发生塑性变形，避免卸载后试样出现回弹。l 再加工成测试样将完成压缩应变的试样块加工成标准10mm*10mm*55mm的冲击试样，其中V口开在垂直于压缩面的方向上（图）原因是2.3.3 小结3 性能测试3.1 脆化效果评价标准3.2 SA738钢脆化后性能l 性能测试a. 将上一章中1#4#组分别经不同脆化工艺处理得到的试样加工成力学性能测试件。每组中的3根试样都加工出两个5的拉伸试样和1个5mm*10mm*55mm的冲击试样，这里需要注意的是冲击试样的V口只能垂直于拉应变的方向，而V口的位置则尽量保持位于原来16的拉伸试样的中间处，以获得较好的对称性。（图）b. 每组中的5拉伸试样用材料试验机（SANS）以0.5mm/min的拉伸速率进行拉伸，直到拉断为止；冲击试样浸入酒精和液氮调配好的混合液中，达到-4510mins后，用冲击测试机（型号）冲击测其冲击功。c. 截取每组的冲击试样件端部，用砂纸打磨并抛光后，在金相显微镜（Olympus BX51M）下观察金相，拍得金相照片见图3.2。 2#1#3#4# 图3.2SA738钢脆化后1000X金相照片d. 试样照完金相照片后，用洛氏硬度计测量其硬度。测试面取1#4#试样每个试样的垂直于5mm边的两个面，每个面测六个点。所用的仪器是瑞典产的A.B. Alpha洛氏硬度计l 测试结果SA738钢四组不同脆化过程结果如下：表3.2-1 SA738钢脆化处理后力学性能数据试样编号屈服强