核电容器用SA508-3大型锻件的性能热处理方法.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CNCN103820705103820705A(43)申请公布日2014.05.28(21)申请号201210468761.0(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)发明人凌进张智峰陈卓于清凯(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.C22C38/12(2006.01)C21D9/00(2006.01)C21D9/14(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)发明名称核电容器用SA508-3大型锻件的性能热处理方法(57)摘要本发明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。本发明在高温回火前采用多次淬火操作，通过多次淬火细化组织，最终通过回火调整得到所需性能，能够在保证强度合格的基础上，提升核电大型锻件低温韧性，从而满足核电大型锻件的性能要求。CN103820705ACN1038275ACN103820705A权利要求书1/1页1.一种核电容器用SA508-3大型锻件的性能热处理方法，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；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。2.根据权利要求1所述的核电容器用SA508-3大型锻件的性能热处理方法，其特征在于，所述第二步之后第三步之前实施第三次淬火，方法为：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。2CN103820705A说明书1/4页核电容器用SA508-3大型锻件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，具体涉及一种核电容器用SA508-3大型锻件的性能热处理方法。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]表1[0009]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。[0010]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3CN103820705A说明书2/4页技术提出了更高的要求。[0011]压水堆核电容器锻件采用ASME标准的SA508-3(或相当钢种，如法国牌号的18MND5和16MND5)钢。SA508-3属于典型的Mn-Ni-Mo低合金钢，由于合金含量少，只具有有限的淬透性，属于典型的贝氏体钢。一般而言，为尽量提高材料的淬透性，制造厂将SA508-3钢的实际合金成分(主要为Mn、Ni、Mo)控制在规范范围允许的上限。SA508-3材料组织和性能与淬火冷速关系密切，一般而言，冷速越快，能获得