CN110541112B - 一种提高核电用sa508-3接管大锻件强韧性的制造方法 - Google Patents

一种提高核电用sa508-3接管大锻件强韧性的制造方法 Download PDF

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Abstract

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。

Description

一种提高核电用SA508-3接管大锻件强韧性的制造方法
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(RTNDT≤-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，RTNDT＝-25℃；不能达到核电蒸汽发生器用接管大锻件RTNDT≤-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。
优选地，所述原材料精确控制是按重量百分比计将SA508-3原材料中各化学成分控制为：C：0.19～0.22％、Si：0.20～0.40％、Mn：1.40～1.50％、P≤0.005％、S≤0.005％、Cr：0.10～0.25％、Ni：0.70～1.00％、Mo：0.45～0.55％、Al：0.018～0.025％、Cu≤0.06％、V≤0.007％、Co≤0.05％、B≤0.0005％、Ca≤0.015％、Ti≤0.015％、H≤0.8ppm、O≤20ppm、N≤200ppm、Sn≤0.010％、As≤0.010、Sb≤0.005％、Fe余量及其余不可避免杂质。
优选地，所述SA508-3材料经化学成分控制后焊接再热裂纹敏感系数(△G)≤-0.10％。
上述各化学成分在SA508-3钢的作用及含量控制目的：
碳：在标钢中C是实现强度指标的主要元素，C含量低强度满足不了要求，C含量高降低钢的韧性指标，韧脆转变温度提高。因此，C含量控制在0.19～0.22％。
锰：Mn作为主要的合金元素，强烈降低钢的马氏体转变温度和钢中相变的速度，提高钢的淬透性。因此，Mn含量控制在1.40～1.50％。
镍：Ni降低临界转变温度，降低钢中各元素的扩散速率，提高淬透性，改变钢的冷态韧性，但该材料高Ni比低Ni辐照脆化大，考虑产品强度和落锤要求均较高，Ni含量控制在中上限0.70～1.00％。
钼：Mo作为主要合金元素，可以提高耐热性和抗回火脆性，Mo含量控制在0.45～0.55％。
铝：Al可以提高钢晶粒粗化的温度，起到细化晶粒的作用，且韧脆转变温度与晶粒直径的平方根又成正比。因此，Al含量控制在0.018～0.025％。
铬：Cr提高钢的淬透性，对提升强度有利。因此，Cr含量控制在0.10～0.25％。
硅：Si提高钢的淬透性，但高Si增加辐照脆性。因此，Si含量控制在0.20～0.40％。
铜：Cu属于辐照脆化最有害元素，为限制Cu的有害作用，Cu含量控制在≤0.06％
钒：V可以细化晶粒，提高强度，但容易增加焊接再热裂纹敏感系数，引起焊接热影响区脆化，提高“再热裂纹”的敏感性，因此，V含量控制在≤0.007％。
磷、硫：P具有冷脆性，S具有热脆性，都有加速辐照脆化的倾向。因此，P、S含量控制在≤0.005％。
氢、氧、氮：H、O、N对钢性能均不利，含量尽可能低，H≤0.8ppm、O≤20ppm、N≤200ppm。
其它残余元素：残余的杂质元素对性能均不利，含量尽可能低，Co≤0.05％、B≤0.0005％、Ca≤0.015％、Ti≤0.015％，Sn≤0.010％、As≤0.010、Sb≤0.005％。
焊接再热裂纹敏感系数：通过合金元素的合理配比，焊接再热裂纹敏感系数(△G)控制在≤-0.10％。
需要说明的是，上述SA508-3原材料经常规冶炼、铸造后，制成钢坯。
优选地，所述细晶锻造：采用4000T和800T锻压机对钢坯进行组合锻造，共三火成型；前两火成型是采用4000T锻压机对进行钢坯锻压成型，始锻温度1180±20℃，终锻温度≥850℃，变形量大、穿透力强，细化晶粒；第三道火成型是采用800T快锻机对成型锻件外观进行精整，始锻温度降至1050℃，终锻温度≥850℃，防止晶粒长大；钢坯经三火成型后的锻造比大于19。
优选地，所述优化热处理工艺为：
(1)锻后预备热处理：正火：将锻件随炉升温到680±10℃保温3～4h，然后以≤150℃/h的升温速率加热到930±10℃，保温5～7h后空冷，回火：将锻件以≤100℃/h升温速率加热到650±10℃，,保温7～10h后空冷；
(2)淬火加回火热处理：淬火：将锻件随炉升温到680±10℃保温3～4h，然后以≤150℃/h的升温速率加热到910±10℃，保温4～6h后快冷；回火：将锻件以≤100℃/h升温速率加热到温度635±10℃，保温6～9h后空冷；
(3)模拟焊后热处理：将锻件随炉升温至≤350℃，然后以≤55℃/h的升温速率加热到610±10℃，保温24～24.5h，炉冷到≤350℃后出炉空冷。
优选地，所述步骤(2)，快冷是采用冰和水的混合物作为冷却介质。910±10℃为锻件的奥氏体温度，采用冰和水的混合物作为冷却介质，提高淬火冷却速率。
本发明的有益效果在于：
1、本发明通过原材料化学成分的精确控制，使得强度和韧性得到更好的匹配，工业化生产的锻件获得更有利的下贝氏体组织。
2、本发明通过细晶锻造，解决了该类大锻件锻造过程晶粒不均匀、晶粒长大的问题，经细晶强化后的锻件强韧性均得以提高。
3、本发明对热处理工艺参数进行了优化，淬火冷却介质采用冰和水的混合物，淬火冷却速率提高，淬透性增加，强韧性提高。
4、本发明制造的锻件，其抗拉强度可达629Mpa及以上，RTNDT可降至-34℃及以下；可用来制造抗拉强度≥620Mpa、落锤性能≤-29℃、壁厚在130～200mm之间的核电蒸汽发生器用主给水接管、辅助给水接管等大锻件。核电蒸汽发生器用主给水接管、辅助给水接管等大锻件的3种模型示意图如图5所示。
需要说明的是，本发明所提供的制造方法不限于图5所示的核电蒸汽发生器用主给水接管、辅助给水接管等大锻件3种模型的制造。
附图说明
图1是本发明中调质工艺(淬火加回火热处理)温度时间示意图。
图2是本发明中调质工艺实施例(淬火加回火热处理)的温度时间示意图。
图3是本发明实施例1锻件的金相组织图。
图4是本发明实施例2锻件的金相组织图。
图5是核电蒸汽发生器用主给水接管、辅助给水接管等大锻件的3种模型示意图。
图1、图2中，1指随炉升温，2指控速升温(≤150℃/h)，3采用冰水混合物快速冷却，4指控速升温(≤100℃/h)，5指空冷。
具体实施方式
下面结合具体的实施方式来对本发明的技术方案做进一步的限定，但要求保护的范围不仅局限于所作的描述。
实施例1和实施例2采用SA508-3材料，3t钢坯，化学成分见表1。
表1：化学成分(％)
Figure BDA0002196103610000061
实施例1
(1)钢坯采用4000T和800T锻压机进行组合锻造，三火成型；前两火成型采用4000T锻压机进行锻压成型，始锻温度1180±20℃，终锻温度≥850℃；第三道火成型采用800T快锻机对成型锻件外观进行精整，始锻温度降至1050℃，终锻温度≥850℃，完成后炉冷到室温；
(2)接管锻件锻后进行预备热处理，正火：锻件随炉升温到680℃保温3h，然后控速升温(≤150℃/h)到930℃，保温5.5h后空冷，回火：将锻件升温至650℃，升温速率≤100℃/h，保温8h后空冷。预备热处理完成后锻件进行粗加工探伤，之后进行调质处理，淬火：锻件随炉升温到680℃保温3h，然后控速升温(≤150℃/h)到910℃，保温5h后采用冰和水的混合物进行快冷；回火：锻件升温至635±10℃，升温速率≤100℃/h，保温8h后空冷；
(3)锻件上切取截面T处(T：高拉应力区到最近热处理表面的最大距离)的试料进行模拟焊后热处理：锻件随炉升温将锻件随炉升温至≤350℃，然后以≤55℃/h的升温速率加热至610±10℃，保温24～24.5h，炉冷到≤350℃后出炉空冷；成品锻件厚度150mm，T为40mm。
实施例2
实施方式同实施例1。
对本发明实施例1和实施例2模焊态试料进行力学性能试验和金相组织观察，试样加工符合ASTM标准，力学试验结果见表2，金相组织见图1。根据图1可以看出，本发明制造的接管大锻件微观组织均为下贝氏体组织。根据表2可以看出，本发明制造的接管大锻件抗拉强度＞620Mpa，RTNDT<-29℃，具有较高的强度和较低的韧脆转变温度。成品锻件经超声波、磁粉及液体渗透检测均为合格。
表2：力学性能检测值
Figure BDA0002196103610000071
在此有必要指出的是，以上实施例和试验例仅限于对本发明的技术方案做进一步的阐述和理解，不能理解为对本发明的技术方案做进一步的限定，本领域技术人员作出的非突出实质性特征和显著进步的发明创造，仍然属于本发明的保护范畴。

Claims (3)

1.一种提高核电用SA508-3接管大锻件强韧性的制造方法，其特征在于，用于壁厚为130～200mm的核电蒸汽发生器用接管大锻件制造，包括原材料精确控制、细晶锻造和优化热处理工艺；
所述的原材料精确控制是按重量百分比计将SA508-3原材料中各化学成分控制为：C：0.19～0.22％、Si：0.20～0.40％、Mn：1.40～1.50％、P≤0.005％、S≤0.005％、Cr：0.10～0.25％、Ni：0.70～1.00％、Mo：0.45～0.55％、Al：0.018～0.025％、Cu≤0.06％、V≤0.007％、Co≤0.05％、B≤0.0005％、Ca≤0.015％、Ti≤0.015％、H≤0.8ppm、O≤20ppm、N≤200ppm、Sn≤0.010％、As≤0.010、Sb≤0.005％、Fe余量及其余不可避免杂质；
所述细晶锻造：采用4000T和800T锻压机对原材料铸造成的钢坯进行组合锻造，共三火成型，锻造成锻件；
所述三火成型为：前两火成型是采用4000T锻压机进对钢坯进行锻压成型，始锻温度1180±20℃，终锻温度≥850℃；第三道火成型是采用800T快锻机对成型锻件外进行精整，始锻温度降至1050℃，终锻温度≥850℃；钢坯经三火成型后的锻造比大于19；
所述优化热处理工艺为：
(1)锻后预备热处理：正火：将锻件随炉升温到680±10℃保温3～4h，然后以≤150℃/h的升温速率加热到930±10℃，保温5～7h后空冷；回火：将锻件以≤100℃/h的升温速率加热到650±10℃,保温7～10h后空冷；
(2)淬火加回火热处理：淬火：将锻件随炉升温到680±10℃保温3～4h，然后以≤150℃/h的升温速率加热到910±10℃，保温4～6h后快冷；回火：将锻件以≤100℃/h的升温速率加热到635±10℃，保温6～9h后空冷；
(3)模拟焊后热处理：将锻件随炉升温至≤350℃，然后以≤55℃/h的升温速率加热到610±10℃，保温24～24.5h；炉冷到≤350℃后出炉空冷。
2.如权利要求1所述的提高核电用SA508-3接管大锻件强韧性的制造方法，其特征在于，所述SA508-3材料经化学成分控制后焊接再热裂纹敏感系数(△G)≤-0.10％。
3.如权利要求1所述的提高核电用SA508-3接管大锻件强韧性的制造方法，其特征在于，所述步骤(2)，快冷是采用冰和水的混合物作为冷却介质。
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