[发明专利]一种提高核电用SA508-3接管大锻件强韧性的制造方法

说明书

本发明属于核电蒸汽发生器用钢技术领域，尤其是一种提高核电用SA508‑3接管大锻件强韧性的制造方法，包括原材料精确控制、细晶锻造和优化热处理工艺。本发明精确控制SA508‑3原材料的化学成分，采用4000T和800T锻压机对钢坯进行组合锻造且细化晶粒，并经优化的热处理工艺热处理，实现了SA508‑3接管大锻件高强度(抗拉强度≥620Mpa)高韧性(韧脆转变温度≤‑29℃)的要求，可用于制造壁厚为130～200mm的核电蒸汽发生器用主给水接管、辅助给水接管等大型锻件。

技术领域

本发明属于核电蒸汽发生器用钢技术领域，尤其是一种提高核电用SA508-3接管大锻件强韧性的制造方法。

背景技术

核电作为清洁和环保的能源之一，对全球变暖有重要的减缓作用。SA508-3材料由于具有优越的综合性能、较好的抗中子辐射能力，主要用于核电压力容器、蒸汽发生器等核心设备，其服役条件也极为恶劣，需要承受高温、高压、流体冲刷、腐蚀等。

近年来随着核电建设的发展，核反应堆功率不断增大、电站寿命不断延长，为进一步提高单机效率和安全性，反应堆设备趋向于一体化、整体化，核心设备蒸汽发生器用接管锻件尺寸和壁厚较常规明显增大，不仅强度要求提高(抗拉强度≥620Mpa)，而且韧脆转变温度要求也近乎苛刻(RT_NDT≤-29℃)，无疑增加了该材料接管锻件的制造难度。因此，SA508-3接管大锻件高强度高韧性的制造难题亟待解决。目前也有不少关于提高SA508-3大锻件性能研究，主要以热处理为主，但由于锻件前道工艺带来的缺陷(如成分不佳、晶粒不均匀)，在经热处理后仍然满足不了核电蒸汽发生器用接管大锻件的性能要求。

申请号为CN201210470085.0的专利公开了一种提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，用于对材料为SA508-3，外径为3.5～6.5m、高度不超过5m、壁厚为100～250mm的核电容器用锻件进行性能热处理，采用电加热环形炉；电加热环形炉的温度控制精度为±10℃；包括如下步骤：第一步，亚温淬火；第二步，淬火；第三步，回火。该本发明所得到的核电容器用大型锻件，其抗拉强度Rm提升至640～650MPa，RT_NDT＝-25℃；不能达到核电蒸汽发生器用接管大锻件RT_NDT≤-29℃的性能要求。

申请号为CN201210468761.0的专利公开了一种核电容器用SA508-3大型锻件的性能热处理方法，用于对材料为SA508-3，外径为3.5～6.5m、高度不超过5m、壁厚为100～250mm的核电容器用锻件进行性能热处理，包括以下步骤：第一步，第一次淬火；将锻件进炉加热至600～700℃后保温4～5小时；然后以≤100℃/小时的升温速度加热至880～920℃之间保温4～5小时；之后出炉水冷至室温；第二步，第二次淬火；第三步，回火；将锻件以≤100℃/小时的升温速度加热至635～660℃后保温4～5小时，出炉空冷。该专利处理后的锻件-20℃AKV/J＝150～200，抗拉强度＝695～700Mpa。

发明内容

为了解决现有技术中存在的上述技术问题，本发明提供了一种提高核电用SA508-3接管大锻件强韧性的制造方法，能实现壁厚为130～200mm核电蒸汽发生器用主给水接管、辅助给水接管等大锻件抗拉强度≥620Mpa、韧脆转变温度≤-29℃的性能要求，具体是通过以下技术方案实现的：

一种提高核电用SA508-3接管大锻件强韧性的制造方法，包括原材料精确控制、细晶锻造和优化热处理工艺。