CN101169150B - 百万千瓦级核电站反应堆主螺栓制造工艺 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种百万千瓦级核电站的反应堆主螺栓制造工艺，该制造工艺包括选料、熔炼、加热、锻制、冷却、锻后热处理、探伤、锻件性能热处理工序，选料时控制原材料微量元素含量，延长中温阶段保温时间，减少高温阶段的升温时间和保温时间，锻制过程中将变形量控制在30％～70％，锻造比达到5以上，锻制结束后进行锻后热处理，超声波探伤及锻件性能热处理。按本发明所述制造工艺制得的主螺栓在强度保持不变的情况下提高了冲击值，使产品完全符合RCC-M标准要求，保障了使用该主螺栓的百万千瓦级核电站反应堆压力容器的可靠性和安全性。
Description
一、技术领域
本发明涉及一种用于百万千瓦级核电站反应堆主螺栓制造工艺，该主螺栓用于核电站反应堆压力容器密封装置。
二、背景技术
主螺栓是核电站反应堆压力容器的重要、关键零部件，它广泛应用于核电站反应堆压力容器以及稳压器等装配部件中，以保障反应堆压力容器的正常工作、保障其安全性能。
目前国内核电站反应堆压力容器、稳压器等联接部件使用的主螺栓主要从国外进口，国内其它锻造厂生产的主螺栓锻件都不能满足其力学性能要求，主要缺陷是抗拉强度和冲击值不能同时满足要求，冲击值偏低，导致主螺栓锻件批量性报废。
三、发明内容：
本发明的目的是：提供一种操作简单、制作成本较低而所获得的产品综合力学性能高、工作性能安全可靠的百万千瓦级核电站反应堆主螺栓的制造工艺。
上述制造工艺包括选料、熔炼、加热、锻制、冷却、锻后热处理、探伤、锻件性能热处理工序，具体过程是：
1)选取原材料40NCDV07.03后熔炼，取浇包样品测试化学成份，通过调整各微量元素含量使其重量百分比满足C0.35-0.46，Mn0.55-0.95，Si≤0.35，P≤0.010，S≤0.010，Ni1.55-2.05，Cr0.60-1.00，Mo0.35-0.60，Cu≤0.10.V0.04-0.10；
2)加热升温，升温时延长800-850℃中温阶段标准及规范规定的保温时间，减少1180±20℃高温阶段标准及规范规定的升温时间和保温时间；
3)锻制成形，第一火次钢锭出坯，轻击钢锭，第二火次开始逐渐增大锻坯的变形量，且将变形量控制在30％～70％之间，反复镦拔锻坯3～5次，使锻造比达到5以上，最后一火次的终锻温度为800～820℃，变形量≥30％；
4)冷却与锻后热处理，锻制成形结束后，直接进入860±10℃的电炉内保温4小时，随炉冷却到400℃以下出炉空冷；
5)按上述工序退火后表面车光作超声波探伤，清除表面所有锻造缺陷后进行锻件性能热处理，该热处理过程包括加热淬火，连续二次回火处理。
上述中温阶段保温时间是在标准及规范规定的基础上，按坯料每100mm有效尺寸增加20分钟确定；高温阶段的升温及保温时间是在标准及规范规定的基础上按坯料每100mm有效尺寸减少20分钟确定
上述锻件性能热处理的具体步骤是：先随炉升温到350±10℃，保温1小时，再随炉升温到700±10℃，保温40分钟，最后随炉升温到870±10℃，保温4.5小时，然后出炉水冷(淬火)，淬火后立即放入电炉，随炉升温到605±10℃保温6小时，出炉水冷，再次放入电炉内(第二次回火)，随炉升温到605±10℃保温6小时，出炉水冷。热处理时锻件放置间距≥50mm。
采用本发明所述的制造工艺生产的主螺栓，由于在锻造加热过程中采取了延长中温阶段的保温时间、缩短高温阶段的加热时间和保温时间等方法，使之受热均匀，锻坯心部充分热透，锻坯不产生过热、过烧、晶粒粗大等缺陷；而从第二火次开始增大变形量使主螺栓锻件内部组织均匀；采用二次回火工艺，在产品强度保持不变的情况下提高了冲击值。使产品完全符合RCC-M标准要求。
综上所述，本发明所述制造工艺具有的有益效果是：即保证了使用本发明制得的主螺栓产品的锻造性能，又保证了主螺栓产品的综合机械性能，提高了主螺栓的使用寿命，满足使用该主螺栓的压力容器及稳压器的装配要求，保障百万千瓦级压力容器的可靠性和安全性。
四、附图说明(无附图)
五、具体实施方式
以下结合具体实施例对本发明作进一步详述：
1、选择原材料40NCDV7-03熔炼，从浇包中取样品测试其微量元素含量并对比要求值进行调整，最终得各元素重量百分比含量为：
化学成份(wt％重量百分比)
| C | Mn | Si | P | S | Ni | Cr | Mo | Cu | V | |
| 要求 | 0.35～0.46 | 0.55～0.95 | ≤0.35 | ≤0.010 | ≤0.010 | 1.55 ～2.05 | 0.60～1.00 | 0.35～0.60 | ≤0.10 | 0.04～0.10 |
| 实测 | 0.40 | 0.71 | 0.19 | 0.009 | 0.009 | 1.77 | 0.76 | 0.47 | 0.07 | 0.06 |
确定其满足要求值；
2、锻坯加热：升至800～850℃中温阶段时，在标准及规范规定的保温时间的基础上，按锻坯尺寸φ200×2800确定其保温时间为2小时，1180±20℃高温阶段的升温时间为1.5小时，保温时间2小时，使锻坯充分热透、提高锻坯的热塑性；
3、锻件成形：第一火次钢锭出坯，轻击钢锭，使粗大晶粒、块状物等初步破碎；第二火次开始增大锻坯的变形量，反复镦拔锻坯共4次，从第二次后控制其变形量分别为35％、40％、45％，并使锻造比达到5以上，最后一火次的终锻温度为820℃，变形量为40％；
4、锻件的冷却和锻后热处理：锻件不通过炉冷再退火，而是锻制结束后直接进入860±10℃的电炉内保温4小时(工件有效厚度190mm)，随炉冷却到380℃时出炉空冷，锻件退火时锻件间距为70mm。
5、锻件性能热处理：锻件退火后，先表面车光作超声波探伤，清除表面所有锻造缺陷后进行性能热处理，所述性能热处理过程是：先随炉升温到350±10℃，保温1小时，再随炉升温到700±10℃，保温40分钟，最后随炉升温到870±10℃，保温4.5小时，然后出炉水冷(淬火)，淬火后立即放入电炉，随炉升温到605±10℃保温6小时，出炉水冷，再次放入电炉内(第二次回火)，随炉升温到605±10℃保温6小时，出炉水冷。锻件加热时锻件间距为70mm。
按上述工艺制作加工后，经测试，其力学性能要求指标如下表：
拉伸试验要求指标及实测值
| R<sub>p0.2</sub>(MPa) | R<sub>m</sub>(MPa) | A％(5d) | Z％ | |
| 室温拉伸指标 | ≥900 | 1000～1170 | ≥16 | ≥40 |
| 实测值 | 940 | 1040 | 19.0 | 64.0 |
| 350℃拉伸指标 | ≥720 | ≥920 | ||
| 实测值 | 920 | 1040 | 21 | 72 |
KV冲击试验指标及实测值
由此可见，采用上述方工艺方案后主螺栓产品力学性能实测值均能满足或高于要求值，完全满足RCC标准要求。
Claims (3)
1.一种百万千瓦级核电站反应堆主螺栓制造工艺，该主螺栓锻坯尺寸为φ200×2800mm，其特征在于：该主螺栓制造工艺包括选料、熔炼、加热、锻制、冷却、锻后热处理、探伤、锻件性能热处理工序，其步骤及要求是：
1)选取原材料40NCDV07.03后熔炼，取浇包样品测试其化学成份，调整各微量元素含量使其重量百分比满足：
C0.35-0.46，Mn0.55-0.95，Si≤0.35，P≤0.010，S≤0.010，Ni1.55-2.05，Cr0.60-1.00，Mo0.35-0.60，Cu≤0.10，V0.04-0.10；
2)加热升温，升至800-850℃中温阶段，保温2小时，然后继续升温至1180±20℃高温阶段，从中温至高温的升温时间为1.5小时，保温2小时；
3)锻制成形，第一火次钢锭出坯，轻击钢锭，第二火次开始逐渐增大锻坯的变形量，且将变形量控制在30％～70％之间，反复镦拔锻坯3～5次，使锻造比达到5以上，最后一火次的终锻温度为800～820℃，变形量≥30％；
4)冷却与锻后热处理，锻制成形结束后，直接进入860±10℃的电炉内保温4小时，随炉冷却到400℃以下出炉空冷；
5)按上述工序退火后表面车光作超声波探伤，清除表面所有锻造缺陷后进行锻件性能热处理，该热处理过程包括加热淬火、连续二次回火处理。
2.按权利要求1所述的百万千瓦级核电站反应堆主螺栓制造工艺，其特征在于：所述热处理的加热淬火及二次回 火步骤是：将锻件随炉升温到350±10℃，保温1小时，再随炉升温到700±10℃，保温40分钟，随炉升温到870±10℃，保温4.5小时，然后出炉水冷淬火，淬火后立即放入电炉，随炉升温到605±10℃保温6小时，出炉水冷，再次放入电炉内，随炉升温到605±10℃保温6小时，出炉水冷。
3.按权利要求1所述的百万千瓦级核电站反应堆主螺栓制造工艺，其特征在于：锻件进行热处理加热时，锻件放置的间距≥50mm。
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