核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法.pdf

(19)中华人民共和国国家知识产权局*CN102828009A*(12)发明专利申请(10)申请公布号CN102828009A(43)申请公布日2012.12.19(21)申请号201110165202.8(22)申请日2011.06.17(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)发明人王志新陈永波张灵芳王丽君(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.C21D8/00(2006.01)权利要求书权利要求书11页页说明书说明书44页页(54)发明名称核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法(57)摘要本发明公开了一种核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，包括以下步骤：第一步、将堆内构件用奥氏体不锈钢钢锭装炉；第二步、第一火锻压；控制第一火锻压的总压下量和每道次压下量；第一火锻压之后，将钢锭返炉加热并保温；第三步，中间火次锻压；中间火次锻压分为多次，每火的变形量不得低于10％；每一火次锻压之后，将钢锭返炉加热并保温；第四步，最后一火锻压，得到成品堆内构件毛坯锻件。本发明能够解决奥氏体不锈钢钢锭裂纹、混晶、晶粒粗大等问题，实现电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的细晶化锻造。本发明能够实现核电用大型锻件质量稳定的目标，并且能够实现批量生产。CN10289ACN102828009A权利要求书1/1页1.一种核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于，包括以下步骤：第一步、将堆内构件用奥氏体不锈钢钢锭装炉；控制钢锭装炉量，使钢锭装炉量尽量少；第二步、第一火锻压；控制第一火锻压的总压下量和每道次压下量；第一火锻压之后，将钢锭返炉加热并保温；第三步，中间火次锻压；中间火次锻压分为多次，每火的变形量不得低于10％；每一火次锻压之后，将钢锭返炉加热并保温；第四步，最后一火锻压，得到成品堆内构件毛坯锻件；最后一火的变形量不得低于12％；或者用锻比衡量，最后一火的锻比不小于1.4。2.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第一步控制钢锭装炉量的方法是：出口管嘴用钢锭的每炉装炉量允许超过四支钢锭，其他四种堆内构件用钢锭的每炉装炉量不得超过三支钢锭；所述四种堆内构件为吊篮法兰、堆芯支承板、上支承板、上支承法兰。3.根据权利要求2所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述其他堆内构件用钢锭的每炉装炉量为两支钢锭。4.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第二步控制第一火锻压的总压下量和每道次压下量的方法是：对钢锭的第一火锻压分两遍进行，第一遍压下的变形量不超过80mm，第二遍压下的变形量不超过150mm。5.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第二步将钢锭返炉加热并保温的控制方法是：每100mm的钢锭截面直径或厚度值的加热保温时间为1小时；保温温度为1800～1200℃。6.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第三步每一火次锻压之后，将钢锭返炉加热并保温的控制方法是：每100mm的钢锭截面直径或厚度值的加热保温时间为1小时；保温温度为1800～1200℃。7.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第四步最后一火锻压之后，将钢锭返炉加热并保温的控制方法是：每100mm的钢锭截面直径或厚度值的加热保温时间为0.8小时；最后一火锻压的终锻最佳的温度是850～900℃。8.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第二步至第四步的总锻比不低于6。2CN102828009A说明书1/4页核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法技术领域[0001]本发明涉及一种大型铸锻件的锻造方法，具体涉及一种核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法。背景技术[0002]核电作为清洁、低碳能源不但被发达国家广泛使用，而且当前很多发展中国家也越来越多认识到核电在环保和经济发展中的重要性。因此一些发展中国家也在大力兴建核电站和计划投建，可以说当前正是核电站高速发展的时期。[0003]在中国，电力供应始终跟不上经济的发展这一问题始终存在，而且有制约经济快速发展的趋势。而火力发电，不但受到传统能源资源的限制，也破坏了环境。为了适应经济发展和保护环境的需要，中国正努力调整能源结构，在不断淘汰小火电的同时，大力发展清洁、低碳、资源丰富的核电产业。力争到2030年，使核电发电量由2010年全国占总发电量的1％，达