[发明专利]第三代压水堆核电冷却剂泵泵壳锻件的制造方法

权利要求书

1.一种第三代压水堆核电冷却剂泵泵壳锻件的制造方法，其特征在于，用于制造核电冷却剂泵泵壳锻件，锻件的外形为等边八棱柱，锻件的一端设有大孔，锻件的另一端设有小孔，大孔与小孔之间通过内腔连通，内腔的内侧壁为凹球面；包括以下步骤：

第一步，通过自由锻造将钢锭锻造成圆柱形钢坯，然后将圆柱形钢坯锻造成等边八棱柱钢坯；

第二步，将等边八棱钢坯放置于平板上，先将实心冲模从等边八棱柱钢坯的上端面压入钢坯中，完成锻件大孔的锻造；

第三步，将第二步所得坯料翻转放置于环形漏盘上；将小空心冲头放置于坯料的上方，将小空心冲头从坯料的另一端面压入坯料中，完成锻件小孔的冲孔；

第四步，将第三步所得坯料在保温炉中保温2小时以上；

第五步，采用内腔锻造工装，通过支点杠杆间接锻造完成锻件内腔的锻造。

2.根据权利要求1所述的第三代压水堆核电冷却剂泵泵壳锻件的制造方法，其特征在于，所述第一步中等边八棱柱钢坯的轴向长度不小于所述锻件的轴向长度；等边八棱柱钢坯的棱边距离略小于所述锻件的棱边距离。

3.根据权利要求1所述的第三代压水堆核电冷却剂泵泵壳锻件的制造方法，其特征在于，所述第二步中实心冲模的直径略小于所述锻件大孔的直径；实心冲模压入的深度不大于所述锻件大孔加内腔的轴向长度。

4.根据权利要求1所述的第三代压水堆核电冷却剂泵泵壳锻件的制造方法，其特征在于，所述第三步中小空心冲头的直径略小于所述锻件小孔的直径。

5.根据权利要求1所述的第三代压水堆核电冷却剂泵泵壳锻件的制造方法，其特征在于，所述第四步中的保温温度为1050±50℃。

6.根据权利要求1所述的第三代压水堆核电冷却剂泵泵壳锻件的制造方法，其特征在于，所述第五步的内腔锻造工装包括芯棒，芯棒的一端设置有芯模，芯模的底面为凸球面；芯模的底面形状与所述锻件内腔的形状相吻合。

7.根据权利要求1或6所述的第三代压水堆核电冷却剂泵泵壳锻件的制造方法，其特征在于，所述第五步中支点杠杆间接锻造的方法如下：

将保温之后的坯料置于平砧上，使内腔锻造工装的芯模伸入坯料内，以芯棒的左端为支点，以芯棒为杠杆，以芯棒的中间为压机的施力点，通过杠杆作用完成锻件内腔的成型；

锻件内腔的成型分多次成型；每次以坯料的一个外棱柱面为基准，通过坯料的旋转，每次压一个面，一周压八次，如此循环锻造，最终完成泵壳锻件的锻造。