CN101368227A - 核电堆内构件的热处理方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电堆内构件的热处理方法,采用以下步骤对Z3CN18-10NS材料的锻件进行热处理:第一步,将炉温加热至350~450℃后,使工件入炉;第二步,继续对炉加热,升温速度不大于80℃/小时;第三步,当炉温升至650±10℃时保温2小时;第四步,保温2小时后,以功率升温速度对炉继续加热,加热至1050~1060℃时保温,保温时间9小时;保温时允许的最大温度偏差为±15℃;第五步,水冷;将工件出炉后放入循环水中冷却,每小时的供水量不少于500吨。采用本发明对Z3CN18-10NS材料的锻件进行热处理,能够使Z3CN18-10NS材料的最终性能达到相关技术规范的要求。
Description
技术领域
本发明涉及一种热处理方法,具体涉及一种核电堆内构件的热处理方法。
背景技术
近年来,电力紧缺已成为制约中国经济持续高速发展的瓶颈,作为节约能源和调整能源结构的重要举措,核电已纳入了国家电力发展规划。我国核电事业的发展已有三十余年的历史,一直以较小规模核电装备研究与试制为主,没有形成成熟的制造技术和生产装备能力。因此,我国的核电发展正朝向大功率方向发展。
目前,百万千瓦级核电建设项目所使用的大型铸锻件(如堆内构件、压力壳、蒸发器等)采用Z3CN18-10NS材料。其中堆内构件是大功率核电站的关键部件,随着核电站功率的日益增大,堆内构件用的不锈钢锻件也越来越大,而大型不锈钢锻件用一般的热处理方法处理,在性能上无法满足核电的要求。
发明内容
本发明要解决的技术问题是提供一种核电堆内构件的热处理方法,使用该方法对核电堆内构件进行热处理,能够使构件材料的最终性能达到相关技术规范的要求。
为解决上述技术问题,本发明核电堆内构件的热处理方法的技术解决方案为:
采用以下步骤对Z3CN18-10NS材料的锻件进行热处理:
第一步,将炉温加热至350~450℃后,使工件入炉;
第二步,继续对炉加热,升温速度不大于80℃/小时;
第三步,当炉温升至650±10℃时保温2小时;
第四步,保温2小时后,以功率升温速度对炉继续加热,加热至1050~1060℃时保温,保温时间9小时;保温时允许的最大温度偏差为±15℃;
第五步,水冷;将工件出炉后放入循环水中冷却,每小时的供水量不少于500吨。
本发明可以达到的技术效果是:使用该方法对Z3CN18-10NS材料的锻件进行热处理,能够使Z3CN18-10NS材料的最终性能达到相关技术规范的要求。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明:
图1是本发明核电堆内构件的热处理方法的温度与时间关系示意图。
具体实施方式
根据相关技术规范的要求,Z3CN18-10NS材料的机械性能如表1:
表1
核电堆内构件的热处理方法,如图1所示,采用以下步骤对Z3CN18-10NS材料的锻件进行热处理:
1、将炉温加热至350~450℃后,使需进行热处理的工件入炉。
2、继续对炉加热,升温速度不大于80℃/小时。
3、当炉温升至650±10℃时保温2小时,为材料的充分奥氏体化做准备。
4、保温2小时后,以功率升温速度对炉继续加热,加热至1050~1060℃时保温,保温时间9小时。保温时要求恒温,允许的最大温度偏差为±15℃,以附在工件表面的热电偶所测温度为准。
5、水冷;将工件出炉后放入循环水中冷却50分钟,每小时的供水量不少于500吨。冷却时使工件在循环水中上下串动,以达到更好的冷却效果。
采用以上方法对Z3CN18-10NS材料的锻件进行热处理,可使材料达到表1中规定的机械性能。
Claims (3)
1.一种核电堆内构件的热处理方法,其特征在于:采用以下步骤对Z3CN18-10NS材料的锻件进行热处理:
第一步,将炉温加热至350~450℃后,使工件入炉;
第二步,继续对炉加热,升温速度不大于80℃/小时;
第三步,当炉温升至650±10℃时保温2小时;
第四步,保温2小时后,以功率升温速度对炉继续加热,加热至1050~1060℃时保温,保温时间9小时;保温时允许的最大温度偏差为±15℃;
第五步,水冷;将工件出炉后放入循环水中冷却,每小时的供水量不少于500吨。
2.根据权利要求1所述的核电堆内构件的热处理方法,其特征在于:所述第五步水冷的时间为50分钟。
3.根据权利要求1所述的核电堆内构件的热处理方法,其特征在于:所述第五步水冷时使工件在循环水中上下串动。
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