CN116287921A - 一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料及其制造工艺 - Google Patents

一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料及其制造工艺 Download PDF

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Abstract

本发明涉及推力轴承瓦块材料技术领域，且公开了一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料及其制造工艺，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.4‑1.6％、Si≤1.0％、Mn≤0.50％、Mo2.0‑2.7％、Ni5.3‑6.1％、P≤0.04％、S≤0.03％、Cu0.5‑1.5％、N0.1‑0.2％、余量为Cr，本发明原料通过优化各元素成分及配比降低氧化进程，延长了合金的使用寿命；增强高温强度、高温抗氧化能力和介质耐腐蚀能力，还获得更好的加工性能，有效地提高了铁铬铝丝材的韧性、抗拉强度及抗氧化性，本发明采用真空熔化，高温精炼去除和降低有害杂质，提高合金的纯净度及可塑性，改传统的单联冶金为熔炼+电渣重熔的双联冶金，合金中杂质显著减少，合金纯度进一步提高，极大地改善了力学性能。

Description

一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料及其制造工艺
技术领域
本发明涉及推力轴承瓦块材料技术领域，具体为一种316H板材及其生产工艺。
背景技术
目前核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料，只有国外少数企业能生产，我国只能依赖进口。在材料配比母体浇铸方法，锻造加热过程，热处理方法，由于材料特性和性能互相牵制，制造有很高的难度。国内尚无成功产品，大大制约了走国产化的进程和该产业的发展。
发明内容
为达到本发明的目的，本发明的一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.4-1.6％、Si≤1.0％、Mn≤0.50％、Mo2.0-2.7％、 Ni5.3-6.1％、P≤0.04％、S≤0.03％、Cu0.5-1.5％、N0.1-0.2％、余量为Cr。
优选的，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.6％、Si1.0％、Mn0.50％、Mo2.7％、Ni6.1％、P0.04％、 S0.03％、Cu1.5％、N0.2％、余量为Cr。
优选的，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.4％、Si1.0％、Mn0.50％、Mo2.0％、Ni5.31％、 P0.04％、S0.03％、Cu0.5％、N0.1％、余量为Cr。
优选的，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.43％、Si0.92％、Mn0.25％、Mo2.％4、Ni5.85％、 P0.016％、S0.019％、Cu1.08％、N0.195％、余量为Cr。
一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的制造工艺，包括以下步骤：
(1)原材料准备
(2)真空炉熔炼:采用真空炉进行冶炼生产，冶炼用的原材料需经过烘烤脱气后方可使用，精炼温度1480～1540℃，精炼时间≥45min，出钢温度1520～1620℃。
(3)铸造
(4)熔炼分析
(5)热处理:铸件出模后应进行固溶处理，固溶处理温度为1060 ±20℃，保温2h，固溶后炉冷。
(6)取样：试料取自单铸试块，当采用单铸试块时，应与铸件同炉进行热处理，试料应具有足够的尺寸，以便能截取全部试验和复验所需的试样。试块截面的最小尺寸能代表铸件的最大厚度。
每批做一组力学性能试验、一个金相试验、一个成品分析；一组力学性能试验应包括1个拉伸试验和1个硬度试样，金相可以取自破碎后的力学试样端部。
(7)射线检测：在铸件热处理后对铸件进行射线检测，射线检测按DIN 1690-2进行检测，应达到DIN 1690-2中的质量等级V1。
(8)机加工：用车床将对铸件进行加工，加工后应进行抛光处理，抛光后零件表面粗糙度不大于Ra12.5μm。
(9)液体渗透检查：在最终机加工后，对所有表面进行液体渗透检测。检测安装DIN1690-2进行检测应达到DIN 1690-2中质量等级S1。
本发明相对以往的好处为：
本发明原料通过优化各元素成分及配比降低氧化进程，延长了合金的使用寿命；增强高温强度、高温抗氧化能力和介质耐腐蚀能力，还获得更好的加工性能，有效地提高了铁铬铝丝材的韧性、抗拉强度及抗氧化性。
本发明采用真空熔化，高温精炼去除和降低有害杂质，提高合金的纯净度及可塑性，改传统的单联冶金为熔炼+电渣重熔的双联冶金，合金中杂质显著减少，合金纯度进一步提高，极大地改善了力学性能。
附图说明
图1为本发明工艺流程图；
图2为本发明1.4475推力轴承瓦块的热处理曲线图；
图3为本发明力学性能试验示意图；
图4为本发明固溶处理后不同倍率下金相图。
具体实施方式
结合具体实施例对本发明的特征和优点详述如下：
实施例1：
一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.6％、 Si1.0％、Mn0.50％、Mo2.7％、Ni6.1％、P0.04％、S0.03％、Cu1.5％、N0.2％、余量为Cr。
实施例2：
一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.4％、 Si1.0％、Mn0.50％、Mo2.0％、Ni5.31％、P0.04％、S0.03％、Cu0.5％、N0.1％、余量为Cr。
实施例3：
一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.43％、 Si0.92％、Mn0.25％、Mo2.％4、Ni5.85％、P0.016％、S0.019％、Cu1.08％、 N0.195％、余量为Cr。
一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的制造工艺，包括以下步骤：
(1)原材料准备
(2)真空炉熔炼:采用真空炉进行冶炼生产，冶炼用的原材料需经过烘烤脱气后方可使用，精炼温度1480～1540℃，精炼时间≥45min，出钢温度1520～1620℃。
(3)铸造
制模，按照产品图绘制模具，设计按照每块推力轴承瓦块的尺寸设计。
蜡模制作：蜡料处理→压制蜡膜(保温、射蜡)→蜡浇道→蜡模修整→制壳→脱蜡
型壳烘烤：采用天然气加热，加热温度1150℃，焙烧时间：>30min。
熔炼与浇铸：炉料准备→造渣脱氧→壳模浇注(700℃～850℃) →壳模铸件保温。
后处理清理：震动脱壳→清洗→切割浇口→磨内浇口→抛丸清理。
(4)熔炼分析
(5)热处理:铸件出模后应进行固溶处理，固溶处理温度为1060 ±20℃，保温2h，固溶后炉冷。
(6)取样：试料取自单铸试块，当采用单铸试块时，应与铸件同炉进行热处理，试料应具有足够的尺寸，以便能截取全部试验和复验所需的试样。试块截面的最小尺寸能代表铸件的最大厚度。
每批做一组力学性能试验、一个金相试验、一个成品分析；一组力学性能试验应包括1个拉伸试验和1个硬度试样，金相可以取自破碎后的力学试样端部。
(7)射线检测：在铸件热处理后对铸件进行射线检测，射线检测按DIN 1690-2进行检测，应达到DIN 1690-2中的质量等级V1。
(8)机加工：用车床将对铸件进行加工，加工后应进行抛光处理，抛光后零件表面粗糙度不大于Ra12.5μm。
(9)液体渗透检查：在最终机加工后，对所有表面进行液体渗透检测。检测安装DIN1690-2进行检测应达到DIN 1690-2中质量等级S1。
测试结果
1.成品分析
表(1)1.4475成分表
Figure RE-GDA0003685227720000061
2.铸件硬度试验
铸件出模后，对表面进行打磨后做布氏硬度试验。压头直径Φ10mm、加载力3000kg、加载时间15s。测量结果如下表(2)所示。
表(2)铸件硬度值表
压痕直径/mm 2.94 2.97 2.95 3.02 2.96 2.87 2.93
HBW 432 423 429 409 426 454 435
3.热处理后硬度试验
对铸件进行模拟固溶处理，固溶温度为：1060℃±10℃，保温2h，随后炉冷。出炉后对表面进行打磨做布氏硬度试验，压头直径Φ10mm、加载力3000kg、加载时间15s。测量结果如下表(3)所示。
表(3)铸件硬度值表
压痕直径/mm 2.60 2.64 2.67 2.63 2.67 2.61
HBW 555 538 526 543 526 551
4.热处理后拉伸试验
对铸件进行模拟固溶处理，固溶温度为：1060℃±10℃，保温2h，随后炉冷。取R4的标准样进行拉伸试验，试验未成功。
5.断裂后试样金相试验
对断裂试样进行金相分析。
尽管已经示出和描述了本发明的实施例，对于本领域的普通技术人员而言，可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型，本发明的范围由所附权利要求及其等同物限定。

Claims (5)

1.一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料，其特征在于，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.4-1.6％、Si≤1.0％、Mn≤0.50％、Mo2.0-2.7％、Ni5.3-6.1％、P≤0.04％、S≤0.03％、Cu0.5-1.5％、N0.1-0.2％、余量为Cr。
2.根据权利要求1所述的一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料，其特征在于，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.6％、Si1.0％、Mn0.50％、Mo2.7％、Ni6.1％、P0.04％、S0.03％、Cu1.5％、N0.2％、余量为Cr。
3.根据权利要求1所述的一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料，其特征在于，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.4％、Si1.0％、Mn0.50％、Mo2.0％、Ni5.31％、P0.04％、S0.03％、Cu0.5％、N0.1％、余量为Cr。
4.根据权利要求1所述的一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料，其特征在于，所述核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的元素及重量百分比含量为：C1.43％、Si0.92％、Mn0.25％、Mo2.％4、Ni5.85％、P0.016％、S0.019％、Cu1.08％、N0.195％、余量为Cr。
5.一种核电站反应堆冷却剂泵推力轴承瓦块材料的制造工艺，其特征在于，包括以下步骤：
(1)原材料准备
(2)真空炉熔炼:采用真空炉进行冶炼生产，冶炼用的原材料需经过烘烤脱气后方可使用，精炼温度1480～1540℃，精炼时间≥45min，出钢温度1520～1620℃。
(3)铸造
(4)熔炼分析
(5)热处理:铸件出模后应进行固溶处理，固溶处理温度为1060±20℃，保温2h，固溶后炉冷。
(6)取样：试料取自单铸试块，当采用单铸试块时，应与铸件同炉进行热处理，试料应具有足够的尺寸，以便能截取全部试验和复验所需的试样。试块截面的最小尺寸能代表铸件的最大厚度。
每批做一组力学性能试验、一个金相试验、一个成品分析；一组力学性能试验应包括1个拉伸试验和1个硬度试样，金相可以取自破碎后的力学试样端部。
(7)射线检测：在铸件热处理后对铸件进行射线检测，射线检测按DIN 1690-2进行检测，应达到DIN 1690-2中的质量等级V1。
(8)机加工：用车床将对铸件进行加工，加工后应进行抛光处理，抛光后零件表面粗糙度不大于Ra12.5μm。
(9)液体渗透检查：在最终机加工后，对所有表面进行液体渗透检测。检测安装DIN1690-2进行检测应达到DIN 1690-2中质量等级S1。
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