一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法.pdf

(19)中华人民共和国国家知识产权局(12)发明专利申请(10)申请公布号CN110760763A(43)申请公布日2020.02.07(21)申请号201911075834.8C21D9/40(2006.01)(22)申请日2019.11.06C22C38/02(2006.01)C22C38/04(2006.01)(71)申请人江阴市恒润环锻有限公司C22C38/58(2006.01)地址214400江苏省无锡市江阴市祝塘镇G01N3/08(2006.01)工业集中区祝璜路南侧G01N3/30(2006.01)(72)发明人承天洋唐广林孙峰承刚G01N3/40(2006.01)张伟卢迅汪凯G01N29/04(2006.01)(74)专利代理机构无锡坚恒专利代理事务所(普通合伙)32348代理人刘宏亮(51)Int.Cl.C22C38/44(2006.01)B21J5/00(2006.01)C21D1/18(2006.01)C21D6/00(2006.01)权利要求书1页说明书3页(54)发明名称一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法(57)摘要本发明公开了一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法，包括以下步骤：S1：采用电炉冶炼及炉外精炼制造钢锭；S2：第一次锻造；S3：第二次锻造；S4：锻后预热处理；S5：淬火；S6：回火;S7：产品力学性能检测；S8：无损检测按EN10228-3规定对产品进行超声波无损检测；S9：锻后精加工。CN110760763ACN110760763A权利要求书1/1页1.一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法，其特征在于，包括以下步骤：S1：采用电炉冶炼及炉外精炼制造钢锭，其中各化学成分控制在如下质量百分比：C：≤0.06％；Si：≤0.75％；Mn：≤1.55％；P：≤0.030％；S：≤0.015％；Ni：3.5～4.8％；Cr：12.0～15.0％；Mo：0.32～0.73％；N：0.020～0.3％，余量为铁和不可去除的杂质；S2：第一次锻造，锻造始锻温度为1250℃，终锻温度为950℃，锻件主截面部分的锻造比≥3.5；S3：第二次锻造，锻造始锻温度为1250℃，终锻温度为900℃，锻件主截面部分的锻造比≥3；S4：锻后预热处理，以≥230℃的初始温度进行加热，以≥60℃/h的升温速率加热至850℃，保温3小时；S5：淬火，首先升温至930～1060℃，保温4-5小时，而后采用水温为20-45℃的水进行水淬火360秒，后进行油冷；S6：回火，首先升温至550～650℃，保温2-3小时，后进行空冷;S7：产品力学性能检测，取3个夏比V型缺口试样的平均值，其力学性能需符合，检测不合格产品重新进行热处理，且热处理次数不大于两次；S8：无损检测按EN10228-3规定对产品进行超声波无损检测；S9：锻后精加工。2.如权利要求1所述的核电设备用钢制环锻件的锻造方法，其特征在于，步骤S7中力学性能检测包括拉伸试验、冲击试验以及硬度试验。3.如权利要求1所述的核电设备用钢制环锻件的锻造方法，其特征在于，步骤S7中力学性能检测产品取样时应符合GB/T2975《钢及钢产品力学性能试验和取样位置及试样制备》的规定。4.如权利要求2所述的核电设备用钢制环锻件的锻造方法，其特征在于，所述拉伸试验按GB/T228.1规定执行。5.如权利要求2所述的核电设备用钢制环锻件的锻造方法，其特征在于，所述冲击试验按GB/T229规定执行。6.如权利要求2所述的核电设备用钢制环锻件的锻造方法，其特征在于，所述硬度试验按GB/T231.1规定执行。2CN110760763A说明书1/3页一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法技术领域[0001]本发明涉及一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法。背景技术[0002]核电装备用金属材料通常在高温、高压、强腐蚀和强辐照的工况条件下工作，对材料的要求极高，通常要满足核性能、力学性能、化学性能、物理性能、辐照性能、工艺性能、经济性等各种性能的要求，要达到专用的标准法规要求，目前行业内常用材料为碳素钢、合金钢、不锈钢、镍基合金等。但是采用常规锻造手段处理上述材料会出现难以锻透的现象，一些铸态冶金缺陷，如偏析、疏松、缩孔等将不同程度地残留在锻件中，使锻件在热处理过程中将产生更大的应力集中，往往导致锻件在热处理过程中或在热处理结束后的放置过程中发生开裂，或者因内应力的存在而降低零件在服役时的有效寿命。此外，材料的抗辐照性能也难以满足核电装备用钢所需。因此，对于核电用装备的锻件锻后的产品检测尤为重要。发明内容[0003]本发明的目的在于，克服现有技术中存在的缺陷，提供一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法。[0004]为实现上述目的，本发明的技术方案是设计一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法，包括以下步骤：S1：采用电炉冶炼