提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法.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CNCN103820610103820610A(43)申请公布日2014.05.28(21)申请号201210470085.0(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)发明人李向林岳萌龙智南李守江(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)C21D9/00(2006.01)权利要求书1页权利要求书1页说明书4页说明书4页(54)发明名称提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法(57)摘要本发明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。本发明在调质热处理前增加一次亚温淬火，由于亚温淬火温度低，锻件材料未经过完全的奥氏体化，这些未溶铁素体可阻止晶粒长大，沿淬火前原粗大奥氏体晶界可形成极细的奥氏体晶粒，从而能够获得较好的晶粒细化效果，为后续调质处理提供了良好的组织准备。本发明能够在保证强度合格的基础上，提升锻件的低温韧性，满足核电大型锻件的性能要求。CN103820610ACN103826ACN103820610A权利要求书1/1页1.一种提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，其特征在于，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，包括如下步骤：第一步，亚温淬火；将锻件进炉加热至600～700℃后保温，保温时间为每100mm壁厚保温0.5～1小时；然后以≤100℃/小时的升温速度加热至800～840℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉水冷；第二步，淬火；将锻件进炉加热至600～700℃后保温，保温时间为每100mm壁厚保温0.5～1小时；然后以≤100℃/小时的升温速度加热至890～930℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉水冷；第三步，回火；将锻件以≤100℃/小时的升温速度加热至635～660℃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。2.根据权利要求1所述的提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，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所述的提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，其特征在于，所述第一步的水冷在环形水槽中进行，为避免在工件表面富集蒸汽，冷却时工件应上下串动20～30分钟；水冷至工件表面温度≤80℃后转下道工序。4.根据权利要求1或3所述的提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，其特征在于，所述第二步的水冷在环形水槽中进行，为避免在工件表面富集蒸汽，冷却时工件应上下串动20～30分钟；水冷至工件表面温度≤80℃后转下道工序。2CN103820610A说明书1/4页提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法技术领域[0001]本发明涉及一种热处理方法，具体涉及一种提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法。背景技术[0002]核电容器对保证核电站在整个长达40～60年的服役周期内的安全运行起到至关重要的作用，故核电容器普遍采用高性能的大型锻件组焊而成。[0003]核电容器用SA508-3大型锻件一般要求如下：[0004]1、有较高的室温强度和高温强度，该技术指标通过室温拉伸试验和高温拉伸试验测得；[0005]2、有足够的韧性，尤其是低温韧性，该技术指标一般通过夏比冲击试验或落锤试验测得。从安全角度出发，一般要求在保证强度的基础上，应尽量提高锻件材料的韧性。[0006]随着核电技术的不断演进，核电的安全裕度增加，设计寿命延长，对核电容器用大型锻件的性能要求也日益提高，如表1所示：[0007][0008]3CN103820610A说明书2/4页[0009]表1[0010]表1中，Rp0.2为屈服强度，Rm为抗拉强度，Kv为夏比冲击功，RTNDT为零塑性转变温度。[0011]从表1可以看出，随着核电机型的演进，对于目前主流的第三代压水堆AP1000核电蒸发器锻件，在强度下限要求提高至620MPa的同时，低温韧性考核指标零塑性转变温度RTNDT已从二代的≤-10℃提升至≤-21℃，锻件的强韧性要求有较大提高，对锻件的热处理技术提出了更高的要求。[0012]压水堆核电容器锻件采用AS