核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法.pdf

(19)中华人民共和国国家知识产权局*CN103194581A*(12)发明专利申请(10)申请公布号(10)申请公布号CNCN103194581103194581A(43)申请公布日2013.07.10(21)申请号201310123116.X(22)申请日2013.04.11(71)申请人太原钢铁（集团）有限公司地址030003山西省太原市尖草坪街2号(72)发明人曾莉王岩苗华军郝文慧舒玮李阳(74)专利代理机构太原市科瑞达专利代理有限公司14101代理人王思俊(51)Int.Cl.C21D8/00(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)发明名称核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法(57)摘要本发明涉及一种核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法，它包括下述依次的步骤：Ⅰ滚圆将锻件加热到1210±10℃，出炉滚圆；Ⅱ倒棱将锻件加热到1195±10℃，出炉倒棱；Ⅲ镦粗将锻件加热到1180±10℃，出炉镦粗；Ⅳ拨长将锻件加热到1170±10℃，出炉拨长；Ⅴ镦粗将锻件加热到1160℃，出炉镦粗；Ⅵ拨长将锻件加热到1160℃，出炉拨长，锻造总变形量不小于50%时，取样检查；Ⅶ镦粗并拨长将锻件加热到1060±15℃，出炉镦粗再拨长；Ⅷ拨长将锻件加热到1060±15℃，出炉再拨长、冷却，取样检查。各步骤却到920±20℃时加热后再锻造。本发明的控制方法组织均匀，将大型锻件的晶粒度等级控制在2~3级。CN103194581ACN1039458ACN103194581A权利要求书1/1页1.一种核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法，它包括下述依次的步骤：Ⅰ滚圆将圆形电渣锭的锻件加热到1210±10℃，出炉在自由锻机滚圆，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；Ⅱ倒棱将锻件加热到1195±10℃，出炉在自由锻机倒棱，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；Ⅲ镦粗将锻件加热到1180±10℃，出炉在自由锻机镦粗，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；Ⅳ拨长将锻件加热到1170±10℃，出炉在自由锻机将镦粗的锻件拨长，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；Ⅴ镦粗将锻件加热到1160℃，出炉在自由锻机将拨长的锻件镦粗，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；Ⅵ拨长将锻件加热到1160℃，出炉在自由锻机将镦粗的锻件拨长，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；锻造总变形量不小于50%时，取样检查，晶粒度为1级；Ⅶ镦粗并拨长将锻件加热到1060±15℃，出炉在自由锻机将拨长的锻件镦粗，再拨长，锻造总变形量控制在30~45%，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；Ⅷ拨长将锻件加热到1060±15℃，出炉在自由锻机将拨长的锻件再拨长，总变形量控制在20~30%，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；并在空气中冷却，取样检查，晶粒度为2~3级。2.根据权利要求1所述的核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法，其特征是：所述的奥氏体不锈钢大型锻件的材料是下述材料的任一种316L、316LN、304或317LN。2CN103194581A说明书1/3页核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法技术领域[0001]本发明涉及一种核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法，具体涉及一种核聚变反应堆支撑结构用奥氏体不锈钢大型锻件组织控制方法。背景技术[0002]国际热核聚变实验堆（ITER）计划是当今世界科技界为解决人类未来能源问题而开展的重大国际合作计划，该计划中反应堆（托克马克装置）支撑结构采用316LN奥氏体不锈钢材料，单个支撑件重量约为14吨左右，晶粒度要求2~3级或更细，并且要求无混晶。[0003]目前，国内外对于此种材料大型锻件均采用自由锻造方式。具体锻造工艺的制定，通常是根据钢种特性、热塑性图、再结晶行为、变形抗力等来确定其合适锻造温度区间。而后根据钢锭重量、钢锭形状尺寸、锻件形状尺寸以及锻件技术要求来确定总锻比；最后根据大型锻件锻造工艺理论，确定锻造火次、变形工序、分锻比等参数。[0004]上述的现有核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法，主要考虑铸态组织充分破碎和锻透性的要求，通常锻造晶粒度只能达到1级，但是混晶现象非常严重，达不到核聚变反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件的组织要求。发明内容[0005]为了克服现有核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法的上述不足，本发明提供一种核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法，本发明的控制方法消除大型锻件的混晶组织，将大型锻件的晶粒度等级控制在2~3级。[0006]本核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法，首先锻造实行晶粒组织均匀性控制。首先采用始锻温度1210±10℃、终锻温度920±20℃的现有锻造方法，经过滚圆、倒棱