核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法.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(10)申请公布号CNCN103820611103820611A(43)申请公布日2014.05.28(21)申请号201210470097.3(22)申请日2012.11.19(71)申请人上海重型机器厂有限公司地址200245上海市闵行区江川路1800号(72)发明人李向张智峰涂而兴李守江(74)专利代理机构上海浦一知识产权代理有限公司31211代理人张骥(51)Int.Cl.C21D1/18(2006.01)C21D1/28(2006.01)C21D6/00(2006.01)C21D9/40(2006.01)权利要求书1页权利要求书1页说明书3页说明书3页(54)发明名称核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法(57)摘要本发明公开了一种核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法，用于对AP1000核电堆内构件压紧弹性环用F6NM马氏体不锈钢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，正火；第二步，第一次回火；第三步，第二次回火。本发明采用正火+两次回火的热处理工艺，能够获得回火马氏体+少量奥氏体的混合组织，从而获得良好的强度和韧性，所得到的F6NM压紧弹性环锻件能够符合AP1000核电堆内构件锻件规范的性能要求。CN103820611ACN103826ACN103820611A权利要求书1/1页1.一种核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法，其特征在于，用于对AP1000核电堆内构件压紧弹性环用F6NM马氏体不锈钢锻件进行性能热处理，包括如下步骤：第一步，正火；将锻件进炉加热至450～500℃后保温，保温时间为每100mm壁厚保温0.3～0.8小时；然后以≤150℃/小时的升温速度加热至1010～1040℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉空冷至锻件表面低于95℃；第二步，第一次回火；将锻件进炉以≤80℃/小时的升温速度加热至580～600℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉空冷至锻件表面低于95℃；第三步，第二次回火；将锻件进炉以≤80℃/小时的升温速度加热至550～570℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉空冷至锻件表面低于95℃。2.根据权利要求1所述的核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法，其特征在于，所述热处理方法采用电加热环形炉；电加热环形炉的温度控制精度为±10℃。3.根据权利要求1所述的核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法，其特征在于，所述热处理方法所得到的AP1000核电堆内构件压紧弹性环用F6NM马氏体不锈钢锻件，其屈服强度Rp0.2为680～690MPa，抗拉强度Rm为820～830MPa，10℃夏比冲击侧膨胀量为2.0～2.2mm。2CN103820611A说明书1/3页核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法技术领域[0001]本发明涉及一种热处理方法，具体涉及一种核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法。背景技术[0002]压紧弹性环是核岛一回路压力容器中的重要部件，也是最大的马氏体不锈钢锻件，法国RCC-M标准采用Z12CN13钢(接近于国标的1Cr13NiMo)制造压紧弹性环锻件，在二代改进型1000MW核电上已有成功的应用。RCC-M标准对Z12CN13钢成分要求如表1所示：[0003]CMnPSSiNiCrMo≤0.15≤1.00≤0.020≤0.020≤0.501.0～2.011.5～13.00.40～0.60[0004]表1[0005]二代改进型核电压紧弹性环锻件的性能要求如表2所示：[0006][0007]表2[0008]AP1000核电属于第三代压水堆核电，设计寿命较二代改进型的40年延长至60年，发电功率从二代改进型的1000MW增大至1250MW，故对压紧弹性环锻件的性能要求提出了更高的要求，AP1000核电压紧弹性环锻件的性能要求如表3所示：[0009][0010]表3[0011]美国西屋公司在设计第三代AP1000核电时，先后选择了F6a、改良型403制造压紧弹性环，由于性能要求尤其是夏比冲击试验要求较二代加有较大提高，全球范围内未有锻件制造企业成功地制造出满足其强韧性要求的锻件，故只能再次更改材料。根据西屋公司3CN103820611A说明书2/3页最新设计文件，AP1000核电压紧弹性环锻件材料已更改为F6NM。F6NM在核电核岛主设备大锻件上属于首次应用。F6NM压紧弹性环锻件的成分要求如表4所示：[0012][0013]表4[0014]由成分可见，F6NM与二代改进型核电压紧弹性环用Z12CN13钢有显著差异，故现有的Z12