[发明专利]一种核电设备用不锈钢锻件的锻造工艺

说明书

本发明涉及的一种核电设备用不锈钢锻件的锻造工艺，钢锭拔料开坯；锯床下料；坯料加热，加热炉炉膛温度小于150℃时装料；三镦三拔：将加热后的坯料进行三镦三拔工艺，即初锻、初拔、中锻、中拔、终锻、终拔；锻件锻造主变形时，锻造温度为1180℃~900℃，终锻温度不低于900℃，主变形完成后，返炉最后一火次的加热温度调整，锻造温度调整至1100℃~800℃终锻温度不低于800℃；在终拔工艺时使用锻造模具将坯料锻成所需规格锻件；固溶热处理；验收。本发明通过严格控制坯料加热温度，避免锻件表面开裂，使得锻件组织均匀化、致密性高，提高产品质量。

技术领域

本发明涉及冶金锻造技术领域，尤其涉及一种核电设备用不锈钢锻件的锻造工艺。

背景技术

核能安全、高效、清洁，近年来，各国对核电站材料的研发越来越重视，我国当然也不例外。核电设备用不锈钢材料采用奥氏体不锈钢，合金元素高，塑性较差，锻造难度大，过程中锻件表面易开裂。

但是，采用现有的技术生产核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件，其产品质量不稳定，无法达到批量生产的地步。生产中出现的问题主要表现，一是锻造时钢锭易产生大的裂纹，必须将钢锭冷却下来清理后重新加热锻造，有的钢锭裂纹过大甚至出现钢锭报废；二是虽然生产出锻件，但后段检验不合格，突出表现为有锻件混晶问题、晶粒粗大等，使固溶处理后性能指标达不到产品要求，并最终报废。

核电设备用不锈钢锻件含Cr、Ni合金元素含量高，导热差性，材料的可塑性差，锻造时高温区变形抗力大，所以对锻造的工艺和生产过程要求较高。

发明内容

本发明的目的在于克服上述不足，提供一种核电设备用不锈钢锻件的锻造工艺，解决奥氏体不锈钢钢锭裂纹、混晶、晶粒粗大等问题，实现电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的细晶化锻造。

本发明的目的是这样实现的：

一种核电设备用不锈钢锻件的锻造工艺，它包括以下内容：

步骤一、钢锭拔料开坯；

步骤二、锯床下料；

步骤三、坯料加热，

加热炉炉膛温度小于150℃时装料；

步骤四、三镦三拔

将加热后的坯料进行三镦三拔工艺，即初锻、初拔、中锻、中拔、终锻、终拔；

锻件锻造主变形时，锻造温度为1180℃~900℃，终锻温度不低于900℃，主变形完成后，返炉最后一火次的加热温度调整，锻造温度调整至1100℃~ 800℃终锻温度不低于800℃；

在终拔工艺时使用锻造模具将坯料锻成所需规格锻件；

步骤五、固溶热处理

将锻造后的锻件进行固溶热处理；

步骤六、验收。

进一步地，所述步骤三中加热时间大于等于2小时后，加热炉温度达到330℃~370℃；加热时间大于等于3小时后，加热炉温度达到630℃~670℃，升温速度不小于80℃/h；加热时间大于等于4小时后，加热炉温度达到880℃~920℃，升温速度不小于80℃/h；加热时间大于等于5小时后，加热炉温度达到1170℃~1190℃，升温速度不小于150℃/h；然后出炉锻造。

进一步地，所述步骤四中确保三镦三拔的锻造比为10~15。

进一步地，所述步骤四中锻造时控制每次的压下量，每道次压下量控制在20~50mm，以实现轻压，能够防止或尽量减少裂纹的产生，从而减少钢锭裂纹的清理，避免钢锭报废。

进一步地，所述步骤四中锻件最后一火保持30%~50%的变形量。