CN111041357A - 一种快中子反应堆核电站用sa105材质法兰及其制造方法 - Google Patents

一种快中子反应堆核电站用sa105材质法兰及其制造方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰，所述的碳钢法兰含有下列化学成分：0.15～0.28wt％的碳、0.12～0.30wt％的硅、0.75～1.35wt％的锰、≤0.015wt％的磷、≤0.003wt％的硫、≤0.15wt％的铜、0.20～0.40wt％镍、≤0.12wt％的钼、0.05～0.08wt％的钒，余量为铁；铜、镍、铬、钼和钒的含量总和不超过1.00％，铬和钼元素的含量总和不超过0.32％。还公开了一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰的制造方法，包括如下步骤：原料冶炼；锻造；热处理；性能测试；机加工；无损检测；成品。通过上述方式，本发明对化学成分进行精控，使化学成分含量有力的保障了性能要求。核电碳钢法兰和锻件对力学性能均匀性要求较高，本发明控制化学成分均匀性，避免成分偏析，提高材料性能稳定性。

Description

一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰及其制造方法
技术领域
本发明涉及碳钢锻造技术领域，特别是涉及一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰及其制造方法。
背景技术
在核电站的建设和发展中，经历了二代核电站和三代核电站，现在在建的核电站基本都是第三代压水堆核电站，安全性能明显高于二代和二代+核电站。目前我公司承接的核电站法兰和锻件，绝大部分是压水堆机型，具有多年生产经验，制造工艺成熟稳定。一般压水堆采用3％～4％的浓缩铀235为原料，这意味着，真正参与核反应的原料铀235只有3％～4％，余下是会产生辐射的铀238核废料。快中子反应堆则有望改变这一现状。
快中子反应堆，简称快堆。快中子堆是由快中子引起原子核裂变链式反应，并可实现核燃料增殖的核反应堆，能够使铀资源得到充分利用，还能处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物。在快堆中，常用的核燃料是钚239，钚239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀238吸收，又变成钚239，从而使堆中核燃料变多，反应开始循环持续下去，从而将铀资源的利用率从目前的约1％提高至60％以上。
快堆中大量使用碳钢(SA105)法兰，SA105碳钢是一种通用性的碳钢材料。在ASMESA105标准中，SA105化学成分为C≤0.35％，Si 0.10％～0.35％，Mn 0.60％～1.05％，Cr≤0.30％，Ni≤0.40％，Mo≤0.12％，其余为Fe元素。力学性能要求为Rm≥485MPa，Rp≥250MPa，A≥22％，Z≥30％。
由于快堆与压水堆的差异较大，对法兰和锻件的性能要求与其他压水堆核电站不同。使用传统工艺生产的碳钢法兰和锻件可以满足标准要求，但快中子反应堆中使用的SA105碳钢法兰和锻件对材料性能有更高的要求。
发明内容
本发明主要解决的技术问题是提供一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰及其制造方法，能够满足快中子反应堆工程对碳钢法兰在性能方面的特殊要求。
为达到上述目的，本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：
一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰，所述的法兰含有下列化学成分：0.15～0.28wt％的碳、0.12～0.30wt％的硅、0.75～1.35wt％的锰、≤0.015wt％的磷、≤0.003wt％的硫、≤0.15wt％的铜、0.20～0.40wt％镍、≤0.12wt％的钼、0.05～0.08wt％的钒，余量为铁；铜、镍、铬、钼和钒的含量总和不超过1.00％，铬和钼元素的含量总和不超过0.32％。
优选的，所述的法兰含有下列化学成分：0.28％的碳、0.30％的硅、1.30％的锰、0.015％的磷、0.003％的硫、0.15％的铜、0.30％镍、0.12％的钼、0.07％的钒，余量为铁；铜、镍、铬、钼和钒的含量总和不超过1.00％，铬和钼元素的含量总和不超过0.32％。
一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰的制造方法，包括如下步骤：
原料冶炼：将原料通过电炉冶炼+炉外精炼+真空脱气冶炼+电渣重溶方式冶炼成上述成分的SA105材质，并铸成钢锭；
锻造：将冶炼得到的碳钢钢锭，用液压机或空气锤锻造成产品锻件；锻造加热温度为1180℃～1250℃；最后一个锻造火次锻造变形量大于等于总变形量的20％；
热处理：对锻造后的锻件依次进行正火和回火，并进行保温，保温后在空气中自然冷却；
性能测试：热处理后，从热处理后的锻件上切取试验用试料，用试料加工成拉伸试样，进行力学性能试验；
机加工：将力学性能测试合格后的锻件通过机加工制成碳钢法兰；
无损检测：通过超声波探伤仪、磁粉探伤仪对机加工后的碳钢法兰进行探伤、检验；
成品：将探伤、检验后的工件包装入库。
优选的，在锻造工艺中，钢锭锻造比≥4.5。
优选的，在热处理工艺中，正火温度为880℃～920℃，正火保温时间按0.7min/mm～1.1min/mm计算，按最大热处理厚度计算保温时间。
优选的，在热处理工艺中，回火温度为500℃～720℃，回火保温时间按1.5min/mm～2.2min/mm计算，且回火保温时间≥2h。
由于上述技术方案的运用，本发明与现有技术相比具有下列有益效果：
(1)对化学成分进行精控，使化学成分含量有力的保障了性能要求。Mn元素是该材料主要合金元素，通过提高Mn的含量增加碳钢材料强度，提高热处理淬透性。增加了V元素含量，从而起到细化碳钢材料晶粒和提升碳钢材料强度的作用。P和S是有害元素，本发明大幅降低了这两种元素的含量。
(2)核电碳钢法兰和锻件对力学性能均匀性要求较高，本发明控制化学成分均匀性，避免成分偏析，提高材料强度性能稳定性。
(3)优化钢锭加热温度和加热保温时间，使钢锭加热时充分消除元素偏析影响，同时注意加热温度不能过高，避免材料过热过烧倾向。
具体实施方式
下面对本发明的较佳实施例进行详细阐述，以使本发明的优点和特征能更易于被本领域技术人员理解，从而对本发明的保护范围做出更为清楚明确的界定。
一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰，所述的碳钢法兰含有下列化学成分：0.15～0.28wt％的碳、0.12～0.30wt％的硅、0.75～1.35wt％的锰、≤0.015wt％的磷、≤0.003wt％的硫、≤0.15wt％的铜、0.20～0.40wt％镍、≤0.12wt％的钼、0.05～0.08wt％的钒，余量为铁；铜、镍、铬、钼和钒的含量总和不超过1.00％，铬和钼元素的含量总和不超过0.32％。
一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰的制造方法，包括如下步骤：
原料冶炼：将原料通过电炉冶炼+炉外精炼+真空脱气冶炼+电渣重溶方式冶炼成上述成分的碳钢，并铸成钢锭；
锻造：将冶炼得到的碳钢钢锭，用液压机或空气锤锻造成产品锻件；锻造加热温度为1180℃～1250℃；最后一个锻造火次锻造变形量大于等于总变形量的20％；在锻造工艺中，钢锭锻造比≥4.5。
热处理：对锻造后的锻件依次进行正火和回火，并进行保温，保温后在空气中自然冷却；
在热处理工艺中，正火温度为880℃～920℃，正火保温时间按0.7min/mm～1.1min/mm计算，按最大热处理厚度计算保温时间。在热处理工艺中，回火温度为500℃～720℃，回火保温时间按1.5min/mm～2.2min/mm计算，且回火保温时间≥2h。
性能测试：热处理后，从热处理后的锻件上切取试验用试料，用试料加工成拉伸试样，进行力学性能试验；
机加工：将力学性能测试合格后的锻件通过机加工制成碳钢法兰；
无损检测：通过超声波探伤仪、磁粉探伤仪对机加工后的碳钢法兰进行探伤、检验；
成品：将探伤、检验后的工件包装入库。
下面结合具体实施例一、对比例一和对比例二对本发明进行具体阐述。并对实施例一、对比例一和对比例二中的碳钢法兰进行验收，验收要求如表1所示，其中Rm为抗拉强度，Rp为屈服强度，A为伸长率，Z为断面收缩率；且奥氏体晶粒度≥4级；按NB-25403进行磁粉检测和超声波检测，1级合格。
表1验收要求中拉伸实验的规定值
Rm(MPa) Rp(MPa) A(％) Z(％) 硬度(HB)
≥485 ≥250 ≥22 ≥30 ≤187
实施例一：制作材质为碳钢材料的法兰，碳钢的化学成分为本发明中的化学成分，具体见表2。
表2实施例一、对比例一和对比例二中碳钢的化学成分
C Mn P S Si Cu Ni Mo V
实施例一 0.28 1.30 0.015 0.003 0.30 0.15 0.30 0.12 0.07
对比例一 0.26 0.89 0.032 0.027 0.28 0.31 0.02 0.006 0.006
对比例二 0.28 1.30 0.015 0.003 0.30 0.15 0.30 0.12 0.07
实施例一中的碳钢法兰采用本发明中的制造方法制得，制造步骤为原料冶炼→锻造→热处理→性能试验→机加工→无损检测→成品，具体为：
在原料冶炼工艺中，将原料冶炼铸成钢锭。
在锻造工艺中，钢锭锻造比为4.5，最后一个锻造火次锻造变形量为总变形量的20％。
在热处理工艺中，正火温度为900℃，正火保温时间按1.0min/mm计算，按最大热处理厚度计算保温时间。回火温度为680℃，回火保温时间按1.8min/mm计算，且回火保温时间为2h。
热处理完成后从锻件本体上切取试验用试料，用试料加工拉伸试样，进行力学性能试验，力学性能试验数据见表3。
按ASTM E112《金属平均晶粒度测定的标准实验方法》测定晶粒度，晶粒度级别为8级。
力学性能试验之后将锻件进行机加工，机加工的目的是为随后的无损检测做准备，无损检测项目为超声波检测和磁粉检测。超声波检测中没有发现当量大于2mm的缺陷，磁粉检测没有发现超过1mm的圆形缺陷，未见任何线性缺陷，1级合格。
对比例一：制作材质为碳钢材料的法兰，碳钢的化学成分为传统的化学成分，具体见表2。
对比例一中的碳钢法兰采用实施例一的制造方法制得。
热处理完成后从锻件本体上切取试验用试料，用试料加工拉伸试样，进行力学性能试验，力学性能试验数据见表3。
按ASTM E112《金属平均晶粒度测定的标准实验方法》测定晶粒度，晶粒度级别为5级。
力学性能试验之后将锻件进行机加工，机加工的目的是为随后的无损检测做准备，无损检测项目为超声波检测和磁粉检测。超声波检测中没有发现当量大于2mm的缺陷，磁粉检测没有发现超过1mm的圆形缺陷，未见任何线性缺陷。
对比例二：制作材质为碳钢材料的法兰，碳钢的化学成分为实施例一种的化学成分，具体见表2。
对比例二中的碳钢法兰采用传统的制造方法制得。
传统的制造方法为：
在锻造工艺中，钢锭锻造比为3.0，不控制最后一个火次锻造比。
在热处理工艺中，采用正火处理，正火加热温度930℃，正火保温时间按1.2min/mm计算，按最大热处理厚度计算保温时间，保温时间为3.6h。
热处理完成后从锻件本体上切取试验用试料，用试料加工拉伸试样，进行力学性能试验，力学性能试验数据见表3。
按ASTM E112《金属平均晶粒度测定的标准实验方法》测定晶粒度，晶粒度级别为4.5级。
力学性能试验之后将锻件进行机加工，机加工的目的是为随后的无损检测做准备，无损检测项目为超声波检测和磁粉检测。超声波检测中发现多处当量大于2mm的缺陷，但缺陷当量符合NB-2540标准要求；磁粉检测没有发现超过1mm的圆形缺陷，未见任何线性缺陷。
表3实施例一、对比例一和对比例二的力学性能测试
Rm(MPa) Rp(MPa) A(％) Z(％) 硬度(HB)
实施例一 596 338 31 53 175
对比例一 507 288 29 52 149
对比例二 532 293 28 51 156
将本发明的实施例一与对比例一、对比例二进行比较，得出如下结论：
对于对比例一，由于采用了传统化学成分，力学性能指标中强度性能较实施例大幅降低，说明化学成分调整对力学性能提升产生较好效果。由于化学成分之外的其他制备方法没有改变，晶粒度、产品表面缺陷和内部缺陷与实施例一相差不大。
对于对比例二，采用了实施例一中的化学成分，强度指标比采用传统化学成分的对比例一明显增加。由于传统工艺锻造比较小，对锻件锻透和压实效果没有实施例一好，所以超声波检测时发现多处大于2mm的缺陷。
从检测数据可以看出，使用本发明的合金钢成分以及制造工艺生产的锻件性能优异，锻件性能指标远超传统工艺生产的锻件，锻件无损检测中发现的缺陷数量和尺寸也远优于传统工艺，实施例工艺比传统工艺有更好的效果，实施例一成分比传统化学成分具有更好的力学性能。通过检测数据对比可以看出，实施例一的性能最优、对比例一的性能最差由此可见，本发明中材料的化学成分对性能的影响大于制造方法对性能的影响。
以上仅为本发明的实施例，并非因此限制本发明的专利范围，凡是利用本发明说明书所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的技术领域，均同理包括在本发明的专利保护范围内。

Claims (6)

1.一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰，其特征在于，所述法兰含有下列化学成分：0.15～0.28wt％的碳、0.12～0.30wt％的硅、0.75～1.35wt％的锰、≤0.015wt％的磷、≤0.003wt％的硫、≤0.15wt％的铜、0.20～0.40wt％镍、≤0.12wt％的钼、0.05～0.08wt％的钒，余量为铁；铜、镍、铬、钼和钒的含量总和不超过1.00％，铬和钼元素的含量总和不超过0.32％。
2.根据权利要求1所述的一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰，其特征在于，所述法兰含有下列化学成分：0.28％的碳、0.30％的硅、1.30％的锰、0.015％的磷、0.003％的硫、0.15％的铜、0.30％镍、0.12％的钼、0.07％的钒，余量为铁；铜、镍、铬、钼和钒的含量总和不超过1.00％，铬和钼元素的含量总和不超过0.32％。
3.一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰的制造方法，其特征在于，包括如下步骤：
原料冶炼：将原料通过电炉冶炼+炉外精炼+真空脱气冶炼+电渣重溶方式冶炼成如权利要求1或2所述的SA105材质，并铸成钢锭；
锻造：将冶炼得到的碳钢钢锭，用液压机或空气锤锻造成产品锻件；锻造加热温度为1180℃～1250℃；最后一个锻造火次锻造变形量大于等于总变形量的20％；
热处理：对锻造后的锻件依次进行正火和回火，并进行保温，保温后在空气中自然冷却；
性能测试：热处理后，从热处理后的锻件上切取试验用试料，用试料加工成拉伸试样，进行力学性能试验；
机加工：将力学性能测试合格后的锻件通过机加工制成碳钢法兰；
无损检测：通过超声波探伤仪、磁粉探伤仪对机加工后的碳钢法兰进行探伤、检验；
成品：将探伤、检验后的工件包装入库。
4.根据权利要求3所述的一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰的制造方法，其特征在于：在锻造工艺中，钢锭锻造比≥4.5。
5.根据权利要求3所述的一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰的制造方法，其特征在于：在热处理工艺中，正火温度为880℃～920℃，正火保温时间按0.7min/mm～1.1min/mm计算，按最大热处理厚度计算保温时间。
6.根据权利要求3所述的一种快中子反应堆核电站用SA105材质法兰的制造方法，其特征在于：在热处理工艺中，回火温度为500℃～720℃，回火保温时间按1.5min/mm～2.2min/mm计算，且回火保温时间≥2h。
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