AP1000型核电站反应堆压力容器主螺栓的锻制方法技术

本发明专利技术提供了一种AP1000型核电站反应堆压力容器主螺栓的锻制方法。它包括原材料准备、锻坯加热、锻件成形、锻件冷却和锻后热处理、锻件性能热处理步骤。锻件在锻造加热过程中采用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，并采用两次回火，在第二火次开始时即增大锻坯变形量和终锻温度，使主螺栓强度保持不变，且冲击值提高。它不仅提高了锻件的综合力学性能，其非金属夹杂物、晶粒度等完全满足ASME标准的要求，从而确保了主螺栓的使用寿命，该方法安全、可靠性高，操作简单、制造成本低。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术属于核电站反应堆压カ容器密封装置的紧固件
，特别涉及ー种AP1000型核电站反应堆压力容器主螺栓的锻制方法。
技术介绍
主螺栓，是核电站反应堆压力容器的重要、关键零部件。它被广泛用于核电站反应堆压カ容器及稳压器等装配部位的联接，以确保反应堆压力容器内的正常工作，达到核电站安全工作的目的。目前，国内在建的AP1000型第三代核电站反应堆压力容器用的主螺栓全部由国外进ロ，AP1000型反应堆压力容器的主螺栓材料为SA540B23C1. 3，锻件直径为小200mm，相对于第二代半核电站反应堆压力容器的主螺栓锻件直径小170_要大，因此对该类型锻件 的锻造及热处理要求更高，其锻件的力学性能中抗拉强度和冲击值若采用常规的锻制方法却不能同时满足ASME标准的要求，其关键在于冲击值偏低，而导致该类型主螺栓锻件一次性合格率低。
技术实现思路
本专利技术的目的，在于针对综上所述的锻制AP1000型第三代核电站反应堆压カ容器主螺栓存在的诸多问题，提供ー种综合力学性能高，安全可靠，操作简单，成本低，符合ASME标准的AP1000型核电站反应堆压力容器主螺栓的锻制方法。本专利技术的核电站反应堆压力容器主螺栓的锻制方法，包括原材料准备、锻坯加热、锻件成形、锻件冷却和锻后热处理、锻件性能热处理步骤。a、原材料准备精选Co、P、S、As、Sn、Sb等元素含量低的优质原材料，其熔炼分析的原材料化学成分的重量百分比应满足以下表I的要求表I SA-540 B23 Cl. 3 化学成份(wt% )兀孝 C Mn Si P S Mi Cr Mo Cu熔f0. 37 0. 60 0.15炼要彡彡 1.55 ~ 0.65 ~ 0.20 ~ 矣分求0.025 0. 025 2.00 0.95 0. 30 0. 20,0. 44 0. 95 0.35析__________b、锻坯加热延长800 850±20°C的中温阶段的升温I 2小时，并保温2 3小时，使锻坯充分热透，提高锻坯的热塑性，再将终锻温度由870°C降至850 800°C。C、锻件成形第一火次钢锭出坯时，轻击钢锭，使粗大晶粒、块状物等初步破碎；第二火次开始时，増大锻坯变形量为30 70%，反复镦拔锻坯3 5次，使锻造比达到5以上，最后ー火次终锻温度控制为850 800°C、变形量彡30%。d、锻件冷却和锻后热处理将锻件直接置入860± 10°C的炉内，保温3 5小时，随炉冷却至400°C以下时出炉空冷，退火时锻件间距彡50mm。e、锻件性能热处理锻件退火后，将锻件表面车光，并作超声波探伤处理，再作性能热处理，即随炉升温至350±10°C时、保温I 2小时，随炉升温至700±10°C时、保温30 50分钟，随炉升 温至800 870±10°C时、保温3 5小时，然后出炉淬火。淬火后再放入炉内，随炉升温至550 650±10°C时、保温6 8小时，再出炉水冷。水冷后再次放入炉内，随炉升温至550 650±10°C时、保温5 6小时，再出炉水冷，即完成本专利技术主螺栓的锻制。本专利技术的AP1000型核电站反应堆压力容器主螺栓的锻制方法，通过对原材料的精选，采取特殊的锻造和热处理方法，不仅提高了锻件的综合力学性能，且非金属夹杂物、晶粒度等完全满足ASME标准的要求，从而确保主螺栓的使用寿命。它安全、可靠性高，操作简单、制造成本低。具体实施例方式以下对本专利技术的AP1000型核电站反应堆压力容器主螺栓的锻制方法作进ー步叙述。本专利技术的AP1000型核电站反应堆压力容器主螺栓的锻制方法，包括原材料准备、锻坯加热、锻件成形、锻件冷却和锻后热处理、锻件性能热处理步骤。为验证本专利技术的锻制方法的可实施性，列举以下的部分实例用于说明本专利技术，而不用于限制本专利技术的保护范围，其具体操作步骤按以下方式分别进行。a、原材料准备精选Co、P、S、As、Sn、Sb等元素含量低的优质原材料，实施时其熔炼分析的原材料的具体化学成分的重量百分比选择其中的实例，參见表2。表2 SA-540 B23 Cl. 3 化学成份(wt% )元素 C Mn Si P S Ni Cr Mo Cu 熔炼0.42 0.70 0. 22 0.015 0.012 1.77 0. 76 0.25 0.07-实例__________b、锻坯加热通过延长820±20°C中温阶段的升温2小时、保温3小吋，使锻坯充分热透，提高锻坯的热塑性，再将终锻温度降至820°C。C、锻件成形第一火次钢锭出坯时，轻击钢锭，使粗大晶粒、块状物等初步破碎；第二火次开始时，増大锻坯变形量为40%，反复镦拔锻坯3 5次，使锻造比达到5以上，最后ー火次的终锻温度控制为820°C、变形量为30%。d、锻件冷却和锻后热处理将锻件直接置入860±10°C的炉内，保温4小时，随炉冷却至400°C以下时出炉空冷，退火时锻件间距为50mm。e、锻件性能热处理锻件退火后，将锻件表面车光，并作超声波探伤处理，再作性能热处理，即随炉升温至350°C时、保温2小时，随炉升温至700±10°C时、保温40分钟，随炉升温至820°C时、保温4小时，再出炉淬火。淬火后再放入炉内，随炉升温至5600C时、保温6小时，再出炉水冷。水冷后再放入炉内，随炉升温至560°C时、保温6小时，再出炉水冷，即完成本专利技术主螺栓的锻制。 本专利技术采用了上述技术方案列举的实例所锻制主螺栓，其经拉伸、冲击、金相试验后实测得到以下表3、表4、表5的測量数据值完全滿足ASME标准的要求。表3 SA-540 B23C1. 3拉伸试验要求指标及实测值本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种AP1000型核电站反应堆压力容器主螺栓的锻制方法，包括原材料准备、锻坯加热、锻件成形、锻件冷却和锻后热处理、锻件性能热处理步骤，其特征在于：a、原材料准备，精选、熔炼分析的原材料化学成分的重量百分比应满足下述要求：C？0.37～0.44、Mn？0.60～0.95、Si？0.15～0.35、P≤0.025、S≤0.025、Ni？1.55～2.00、Cr？0.65～0.95、Mo？0.20～0.30、Cu≤0.20，b、锻坯加热，延长800～850±20℃中温阶段的升温1～2小时，并保温2～3小时，再将终锻温度由870℃降至850～800℃，c、锻件成形，第一火次钢锭出坯时，轻击钢锭，使粗大晶粒、块状物初步破碎，第二火次开始时，增大锻坯变形量为30～70％，反复镦拔锻坯3～5次，使锻造比达到5以上，最后一火次终锻温度控制为850～800℃、变形量≥30％，d、锻件冷却和锻后热处理，将锻件直接置入860±10℃的炉内保温3～5小时，随炉冷却至400℃以下时出炉空冷，退火时锻件间距≥50mm，e、锻件性能热处理，锻件退火后，将锻件表面车光，并作超声波探伤处理，再作性能热处理，即随炉升温至350±10℃时、保温1～2小时，随炉升温至700±10℃时、保温30～50分钟，随炉升温至800～870±10℃时、保温3～5小时，然后出炉淬火，淬火后再放入炉内，随炉升温至550～650±10℃时、保温6～8小时，再出炉水冷，水冷后再放入炉内，随炉升温至550～650±10℃时、保温5～6小时，再出炉水冷，即完成主螺栓的锻制。...

【技术特征摘要】
1.ー种APlOOO型核电站反应堆压力容器主螺栓的锻制方法，包括原材料准备、锻坯加热、锻件成形、锻件冷却和锻后热处理、锻件性能热处理步骤，其特征在于 a、原材料准备，精选、熔炼分析的原材料化学成分的重量百分比应满足下述要求C、0.37 0. 44,Mn 0. 60 0. 95,Si 0. 15 0. 35,P く 0. 025,S く 0. 025,Ni I. 55 2. 00、Cr 0. 65 0. 95、Mo 0. 20 0. 30、Cu 彡 0. 20， b、锻坯加热，延长800 850±20°C中温阶段的升温I 2小吋，并保温2 3小时，再将终锻温度由870°C降至850 800°C， C、锻件成形，第一火次钢锭出坯时，轻击钢錠，使粗大晶粒、块状物初歩破碎，第二火次开始时，増大锻坯...

【专利技术属性】
技术研发人员：张令，洪大钧，张自生，石建平，
申请(专利权)人：贵州航天新力铸锻有限责任公司，
类型：发明
国别省市：