CN101398165A - 核电站蒸气发生器主蒸气进出口接管及其锻制方法 - Google Patents
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Abstract
一种核电站蒸气发生器主蒸气进出口接管及其锻制方法，该接管整体锻制，流线随形分布，锻件接近零件尺寸，单边加工余量不大于3mm。锻制方法包括材料准备、锻坯加热、锻件预成形、锻件终成形，锻件冷却及热处理步骤，锻件在锻造加热过程中采用延长中温阶段的保温时间，缩短高温阶段的加热时间和保温时间，控制变形量及锻造比，使接管锻件接近零件加工尺寸，解决了传统制造方法的不足之处，使其非金属夹杂物、晶粒度等都完全满足ASME标准要求，提高接管安全性、可靠性及综合力学性能，保证了接管使用寿命。本发明所述接管适用于百万千瓦级核电站蒸气发生器的进出口处。
Description
技术领域：
本发明涉及核电站蒸气发生器主蒸气进出口接管及其锻制造方法，属于核电蒸发器压力容器控制装置接管技术领域。
背景技术：
本发明接管是核电站蒸气发生器主蒸气管件中的重要件和关键件。它广泛应用于核电站蒸气发生器主蒸气进、出口接管入、山口接管连接部，以保障正常工作、保障其安全性能的作用。
目前的国内核电站蒸气发生器主蒸气进出口接管锻件，材料为SA-350M LF2 LC2。传统的制造方法有两种，其一是先锻成大余量法兰，即增加切削加工余量，再经机加工去除多余的金属来满足接管尺寸，这种方法的不足之处是接管流线被切断，流线不能随接管形状分布，降低了接管的综合力学性能，降低接管的使用寿命；第二种方法是分成两段式加工，分别锻制锥形法兰、直板压延成异形法兰，然后将两段焊接组合而成，这种方法可节省原材料，但增加了制造工序和加工周期，更为严重的是因为焊接增加了接管局部热应力，焊接部位晶粒容易粗大，降低了抗高温高压能力和抗腐蚀能力，安全可靠性无法保证。因此，之前该接锻件不能使用国产锻件，转向国外定购。
发明内容：
本发明的目的是：提供一种制作成本较低、综合力学性能高、加工余量少、工作性能安全可靠的核电站蒸气发生器主蒸气进出口接管及其锻制造方法，以克服现有传统制造技术的不足。
本发明所述接管为带流线型凸沿的空心接管，该接管流线随形分布，锻件接近零件尺寸，预留单边加工余量不大于3mm，通过下述锻制方法整体锻制而成。
所述核电站蒸气发生器主蒸气进出口接管锻制方法包括材料准备、锻坯加热、锻件预成形、锻件终成形，锻件冷却及热处理步骤，操件时的要求为：
(1)材料准备时：精选Cr、Mo、Cu、Nb、V、P、S等元素含量低的优质原材料；浇包分析所选材料化学成份应满足下表要求：
表1 SA-350 LF2 CL2化学成份(wt％)
(2)锻坯加热时，延长800～850℃中温阶段时的保温时间，延长的总时间按锻件每100mm(有效尺寸)在原标准时间基础上增加20分计算确定；缩短至1200±20℃高温阶段时的升温时间和保温时间，缩短的总时间为在原标准时间基础上每100mm(有效尺寸)减少15分钟计算确定；
(3)锻件成形时，第一火次变形量30％，钢锭出坯，轻击钢锭，使粗大晶粒、块状物等初步破碎，第二火次开始变形量控制在30％～70％，锻坯反复镦粗，然后冲孔、扩孔、拉延、胀制、整型，使锻造比达到10以上，其中最后一火的锻造温度1150～780℃，最后一火次的终锻温度为800～780℃，最后一火次变形量≥30％；
(4)锻件在850～700℃热炉中冷却，热处理状态为正火+回火。
采用上述方案后，本发明所述主蒸气进出口接管锻件晶粒细小且均匀，流线随形分布、顺畅、不被切断，加工余量小，最主要是提高了接管的综合力学性能、耐高温高压能力、抗腐蚀能力、使用寿命及安全可靠性。可满足百万千瓦级核电站蒸气发生器主蒸气接管使用要求。
附图说明
图1是本发明核电站蒸气发生器主蒸气进出口接管结构主视图；
图2是图1所示接管俯视图；
图3是图2沿B-B剖面旋转视图。
具体实施方式
如图所示是本发明所述核电站蒸气发生器主蒸气进出口接管一种实施例零件结构示意图，所述接管为带流线型凸沿的空心接管，该接管流线随形分布，锻件接近零件尺寸，该零件大端外径2700mm，壁厚55mm，小端外径Φ1380mm，壁厚75mm，高度838mm，锻件重量8000kg，通过下述锻制方法整体锻制而成：
该接管的锻制过程为：
(1)材料准备：精选Cr、Mo、Cu、Nb、V、P、S等元素含量低的优质原材料；浇包分析测得所选材料化学成份满足下表要求：
表1 SA-350 LF2 CL2化学成份(wt％)
(2)锻坯加热：延长中温阶段(800～850℃)的保温时间，按每100mm(锻坯有效尺寸)在标准时间基础上增加20分计，其延长的中温保温时间为200分钟，总时间为8小时，使锻坯受热均匀，并保证锻坯心部充分热透、提高锻坯的热塑性，缩短高温阶段(1200±20℃)的升温时间和保温时间，按每100mm(锻坯有效尺寸)在标准时间基础上减少15分钟计，其缩短的高温阶段升温时间和保温时间为150分钟，升至高温阶段的时间和保温时间分别为2小时和2.5小时，以保证进出口接管锻坯不产生过热、过烧、晶粒粗大等缺陷。
(3)锻件成形：第一火次变形量小于25％，钢锭出坯，以较小的变形量轻击钢锭，使粗大晶粒、块状物等初步破碎。第二火次开始增大锻坯的变形量(变形量控制在30％～70％)，锻坯反复镦粗、拔长3次，然后冲孔、扩孔、拉延、胀制、整型，使锻造比达到10以上。为避免再结晶时晶粒粗大，最后一火的锻造温度1150～780℃，最后一火次的终锻温度为800～780℃，最后一火次变形量40％，以保证锻件具有细小的晶粒。
(4)锻件的冷却和锻后热处理：锻件在热炉(850～700℃)中冷却，热处理状态为正火+回火。
该接管可用于百万千瓦级核电站蒸气发生器主蒸气进出口处。锻件单边加工余量不大于3mm。
由于采用了上述技术方案，本发明的接管锻件力学性能完全满足SA-350 LF2标准要求。测得的力学性能指标见下表所示：
表2 SA-350 LF2 CL2拉伸试验要求指标及实测值
| RP0.2(MPa) | Ra(MPa) | A％(5d) | Z％ | |
| 室温拉伸指标 | ≥250 | 480～655 | ≥30 | ≥30 |
| 实测值 | 350 | 555 | 32 | 69 |
表3 SA-350 LF2 CL2 KV冲击试验指标及实测值
| 最小个别值横向(J) | |
| -20℃KV冲击试验 | ≥48 |
| 实测值 | 96.0 70.0 83.0 |
无损检测：
按SA788T和SA388标准验收。经检验，接管满足标准要求。
金相：按国标检测：非金属夹杂物总量<3.0，晶粒度达5～7级.满足要求。
总之采用上述技术方案制得的蒸气进出口接管锻件流线随形分布、顺畅，使锻件流线完整不被切断，提高了锻件的综合力学性能，提高锻件的使用寿命，提高安全性、可靠性，加工余量小(比传统方法一减少1/7～1/8)，加工周期短(比传统方法缩短1/5～1/6，提高了接管的耐高温高压能力、抗腐蚀能力，晶粒细小且均匀。满足ASME标准要求。
Claims (3)
1、一种核电站蒸气发生器主蒸气进出口接管，该接管为带流线型凸沿的空心接管，其特征在于：该接管流线随形分布，锻件接近零件尺寸，预留单边加工余量不大于3mm，通过下述锻制方法整体锻制而成：
(1)材料准备，选取的原材料化学成份及重量百分比满足下述要求：C≤0.30、Mn 0.60-1.35、Si 0.15-0.30、P≤0.035、S≤0.040、Ni≤0.40、Cr≤0.30、Mo≤0.12、Cu≤0.40、Nb≤0.02、V≤0.03、Cr+Mo≤0.32、Cr+Mo+Cu+Nb≤1.00；
(2)锻坯加热，升至800～850℃中温阶段时，延长保温时间，延长的总时间按锻件每100mm在原标准时间基础上增加20分计算确定；至1200±20℃高温阶段时，缩短升温时间和保温时间，缩短的总时间为在原标准时间基础上每100mm减少15分钟计算确定；
(3)锻件成形，第一火次变形量≤30％，钢锭出坯，轻击钢锭，使粗大晶粒、块状物等初步破碎，第二火次开始变形量控制在30％～70％，锻坯反复镦粗、拔长3次，然后冲孔、扩孔、拉延、胀形、整型，使锻造比达到10以上；其中最后一火的锻造温度1150～780℃，最后一火次的终锻温度为800～780℃，最后一火次变形量≥30％；
(4)锻件在850～700℃热炉中冷却，热处理状态为正火+回火。
2、一种如权利要求1所述核电站蒸气发生器主蒸气进出口接管的锻制方法，该方法包括材料准备、锻坯加热、锻件预成形、锻件终成形，锻件冷却及热处理步骤，其特征在于：
(1)材料准备时，选取的原材料化学成份及重量百分比满足下述要求：C≤0.30、Mn 0.60-1.35、Si 0.15-0.30、P≤0.035、S≤0.040、Ni≤0.40、Cr≤0.30、Mo≤0.12、Cu≤0.40、Nb≤0.02、V≤0.03、Cr+Mo≤0.32、Cr+Mo+Cu+Nb≤1.00；
(2)锻坯加热时，延长800～850℃中温阶段时的保温时间，延长的总时间按锻件每100mm在原标准时间基础上增加20分计算确定；缩短至1200±20℃高温阶段时的升温时间和保温时间，缩短的总时间为在原标准时间基础上每100mm减少15分钟计算确定；
(3)锻件成形时，第一火次变形量≤30％，钢锭出坯，轻击钢锭，使粗大晶粒、块状物等初步破碎，第二火次开始变形量控制在30％～70％，锻坯反复镦粗、拔长3次，然后冲孔、扩孔、拉延、胀形、整型，使锻造比达到10以上；其中最后一火的锻造温度1150～780℃，最后一火次的终锻温度为800～780℃，最后一火次变形量≥30％；
(4)锻件在850～700℃热炉中冷却，热处理状态为正火+回火。
3、根据权利要求2所述核电站蒸气发生器主蒸气进出口接管的锻制方法，其特征在于：锻件成形过程中拉延、胀形时，采用专用模具，使接管锻件单边余量小于3mm。
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Assignee: Zunyi Aerospace Xinli Precision Forging Co., Ltd. Assignor: Guizhou Hangtian Xinli Casting-Forging Co., Ltd. Contract record no.: 2012520000003 Denomination of invention: Major vapour inlet/outlet joint pipe for nuclear plant steam generator and forging method thereof Granted publication date: 20100602 License type: Exclusive License Open date: 20090401 Record date: 20120208 |