CN103820610B - 提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，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，采用电加热环形炉；电加热环形炉的温度控制精度为±10℃；包括如下步骤：第一步，亚温淬火；第二步，淬火；第三步，回火。本发明在调质热处理前增加一次亚温淬火，由于亚温淬火温度低，锻件材料未经过完全的奥氏体化，这些未溶铁素体可阻止晶粒长大，沿淬火前原粗大奥氏体晶界可形成极细的奥氏体晶粒，从而能够获得较好的晶粒细化效果，为后续调质处理提供了良好的组织准备。本发明能够在保证强度合格的基础上，提升锻件的低温韧性，满足核电大型锻件的性能要求。

Description

提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法
技术领域
本发明涉及一种热处理方法，具体涉及一种提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法。
背景技术
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。
核电容器用SA508-3大型锻件一般要求如下：
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；
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。
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：
表1
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。
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，对锻件的热处理技术提出了更高的要求。
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，能获得更多的综合性能较优的下贝氏体组织甚至马氏体组织，故核电大型锻件的制造企业一致着力于加快淬火冷速以满足越来越高的性能要求。但受到技术能力的限制，在实际工程条件下SA508-3钢大型锻件难以获得下贝氏体组织。
核电材料标准、规范对核电大型锻件的热处理提出了一些指导性的控制要求，如ASMESA-508标准规定：应把锻件加热至产生奥氏体组织的温度，然后在适当的流体介质中喷淋或浸入法进行淬火。RCC-M标准规定：锻件进行850～925℃范围奥氏体化，然后浸水淬火。可见RCC-M对性能热处理的限制更多。大型锻件制造企业一般依据上述标准条款制定的原则制定具体的性能热处理工艺，即850～925℃范围奥氏体化，然后进行转移至水槽冷却淬火，冷却结束后进行高温回火以获得所需性能。
采用上述常规的淬火+高温回火的热处理工艺，可满足大部分核电大型锻件的性能要求，但仍有部分锻件由于前道工艺带来的缺陷(如成分不佳、偏析较严重)，在经过常规的性能热处理后韧性低于规范要求。对于这些锻件，必须开发新的热处理工艺，进一步挖掘材料性能潜力，才有可能满足锻件的性能要求。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是提供一种提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，它可以提高核电容器用大型锻件的强韧性。
为解决上述技术问题，本发明提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法的技术解决方案为：
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，采用电加热环形炉；电加热环形炉的温度控制精度为±10℃；包括如下步骤：
第一步，亚温淬火；
将锻件进炉加热至600～700℃后保温，保温时间为每100mm壁厚保温0.5～1小时；然后以≤100℃/小时的升温速度加热至800～840℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉水冷；
水冷在环形水槽中进行，为避免在工件表面富集蒸汽，冷却时工件应上下串动20～30分钟；水冷至工件表面温度≤80℃后转下道工序。
第二步，淬火；
将锻件进炉加热至600～700℃后保温，保温时间为每100mm壁厚保温0.5～1小时；然后以≤100℃/小时的升温速度加热至890～930℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉水冷；
水冷在环形水槽中进行，为避免在工件表面富集蒸汽，冷却时工件应上下串动20～30分钟；水冷至工件表面温度≤80℃后转下道工序。
第三步，回火；
将锻件以≤100℃/小时的升温速度加热至635～660℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉空冷。
本发明可以达到的技术效果是：
本发明在调质热处理前增加一次亚温淬火，由于亚温淬火温度低，锻件材料未经过完全的奥氏体化(存在未溶铁素体)，这些未溶铁素体可阻止晶粒长大，沿淬火前原粗大奥氏体晶界可形成极细的奥氏体晶粒，从而能够获得较好的晶粒细化效果，为后续调质处理提供了良好的组织准备。
本发明能够成功提升SA508-3材料的强韧性水平，特别对于尤其前道工艺(如冶炼、锻造)存在缺陷而导致采用常规调质工艺难以合格的锻件，采用本发明的热处理方法，能够同时提高其强度和韧性指标，满足核电大型锻件的采购技术规范要求。
本发明能够在保证强度合格的基础上，提升锻件的低温韧性，满足核电大型锻件的性能要求。
下面结合具体实施方式对本发明作进一步详细的说明：
具体实施方式
本发明提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，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，采用电加热环形炉，电加热环形炉的温度控制精度为±10℃；包括如下步骤：
第一步，亚温淬火；
将锻件进炉加热至600～700℃后保温，保温时间为每100mm壁厚保温0.5～1小时；然后以≤100℃/小时的升温速度加热至800～840℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉水冷；
水冷在环形水槽中进行，为避免在工件表面富集蒸汽，冷却时工件应上下串动20～30分钟；水冷至工件表面温度≤80℃后转下道工序；
第二步，淬火；
将锻件进炉加热至600～700℃后保温，保温时间为每100mm壁厚保温0.5～1小时；然后以≤100℃/小时的升温速度加热至890～930℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉水冷；
水冷在环形水槽中进行，为避免在工件表面富集蒸汽，冷却时工件应上下串动20～30分钟；水冷至工件表面温度≤80℃后转下道工序；
第三步，回火；
将锻件以≤100℃/小时的升温速度加热至635～660℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉空冷。
采用本发明所得到的核电容器用大型锻件，其抗拉强度Rm提升至640～650MPa，RTNDT＝-25℃，能够满足标准ASMESA-508的性能要求：抗拉强度下限为620MPa，RTNDT≤-20℃，符合锻件采购规范及标准要求。
本发明增加一次亚温淬火作为预备热处理，经过一次亚温淬火，锻件材料未经过完全的奥氏体化(存在未溶铁素体)，淬火后得到细晶粒的非平衡组织(贝氏体+铁素体)，在经过后续的调质热处理后，锻件由于组织较细而强韧性指标均有提高。与未经过亚温淬火处理的锻件相比，本发明所得得到的锻件强度、韧性指标均较高。

Claims (4)

1.一种提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，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，包括如下步骤：
第一步，亚温淬火；
将锻件进炉加热至600～700℃后保温，保温时间为每100mm壁厚保温0.5～1小时；然后以≤100℃/小时的升温速度加热至800～840℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉水冷；
第二步，淬火；
将锻件进炉加热至600～700℃后保温，保温时间为每100mm壁厚保温0.5～1小时；然后以≤100℃/小时的升温速度加热至890～930℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉水冷；
第三步，回火；
将锻件以≤100℃/小时的升温速度加热至635～660℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时；之后出炉空冷。
2.根据权利要求1所述的提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，其特征在于，所述热处理方法采用电加热环形炉；电加热环形炉的温度控制精度为±10℃。
3.根据权利要求1所述的提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，其特征在于，所述第一步的水冷在环形水槽中进行，为避免在工件表面富集蒸汽，冷却时工件应上下串动20～30分钟；水冷至工件表面温度≤80℃后转下道工序。
4.根据权利要求1或3所述的提高核电容器用大型锻件强韧性的性能热处理方法，其特征在于，所述第二步的水冷在环形水槽中进行，为避免在工件表面富集蒸汽，冷却时工件应上下串动20～30分钟；水冷至工件表面温度≤80℃后转下道工序。
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