CN117696796A - 一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，包括以下步骤：采用自耗锭加热工艺对合金加热；达到锻造温度后，多火次锻造；中间坯回炉；锻造头尾切除；锻坯修磨；成品固溶热处理，保温完成后出炉水冷；棒材磨光或剥皮。本发明的一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，通过设计合理的加热温度和锻造比，获得组织致密、室温力学性能和高温力学性能优异的锻材。
Description
技术领域
本发明涉及特种合金材料领域，具体涉及一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺。
背景技术
核电站用紧固件长期承受高温、高压、核辐射、盐腐蚀等恶劣工作条件，对紧固件高温强度、表面硬度、耐磨性能、冲击韧性、抗核辐射性能、抗高温热腐蚀性能、抗盐腐蚀性能等，有非常高的要求。核电站核一级紧固件目前普遍采用高强度合金结构钢40NCDV7-03、马氏体不锈钢20Cr13、奥氏体不锈钢S30403等。高强度合金结构钢40NCDV7-03用于核电站紧固件，高温强度不足，350℃下，其高温强度仅为不锈钢的一半，且塑性差，微裂纹易扩展，零部件易失效。马氏体不锈钢20Cr13用于核电站紧固件，高温下易析出脆性相而失效，带来安全隐患，且马氏体不锈钢强度高，塑性低，加工难度大。奥氏体不锈钢S30403用于核电站紧固件，易析出碳化物，降低抗晶间腐蚀性能，耐熔盐腐蚀性能不足，使用寿命不足。
发明内容
为解决现有技术中存在的技术问题，本发明提供了一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，通过设计合理的加热温度和锻造比，获得组织致密、室温力学性能和高温力学性能优异的锻材。
为达到上述目的，本发明的技术解决方案如下:
一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，包括以下步骤：
步骤一，采用自耗锭加热工艺对合金加热；
步骤二，多火次锻造；
步骤三，中间坯回炉；
步骤四，锻造头尾切除；
步骤五，锻坯修磨；
步骤六，成品固溶热处理，保温完成后出炉水冷；
步骤七，棒材表面缺陷清除。
作为优选的技术方案，开锻温度不低于1110℃，终锻温度不低于900℃。
作为优选的技术方案，在步骤二中，单道次变形量不超过50％。
作为优选的技术方案，在步骤三中，回炉中间坯保温时间不少于1h。
作为优选的技术方案，锻压比保证不低于4。
作为优选的技术方案，在步骤四中，钢锭头部切除率不低于3％，尾部不低于5％。
作为优选的技术方案，在步骤六中，固溶温度1030-1040℃，保温时间为1.2*D分钟且不低于60分钟，D为外径，单位是mm，保温完成后出炉水冷，在3分钟内将棒材冷却至100℃以下。
作为优选的技术方案，在步骤七中，固溶后将棒材表面包括氧化皮、折叠、翘皮、夹渣在内的缺陷以磨光或剥皮的方式清除。
与现有技术相比，本发明的有益效果为：
本发明的一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，通过设计合理的加热温度和锻造比，获得组织致密、室温力学性能和高温力学性能优异的锻材。最终制造出的核电站紧固件用超合金，与合金结构钢40NCDV7-03、马氏体不锈钢20Cr13、奥氏体不锈钢S31603相比，高温抗拉强度更高，冲击功有明显提升，晶粒度更加细小。
附图说明
图1是本发明的一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺的流程图；
图2是本发明的一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺中的自耗锭加热工艺曲线图。
具体实施方式
下面结合具体实施方式对本发明的技术方案进行进一步的描述：
如图1所示，一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，包括以下步骤：
步骤一，采用自耗锭加热工艺对合金加热，加热工艺曲线如图2所示；锻造规格根据生产计划确定，开锻温度不低于1110℃，终锻温度不低于900℃。
步骤二，多火次锻造，单道次变形量不超过50％，防止变形量过大产生裂纹缺陷；
步骤三，回炉中间坯保温时间不少于1h，保证烧匀烧透；
步骤四，锻造头尾切除，钢锭头部切除率不低于3％，尾部不低于5％；
步骤五，锻坯不得有裂纹、折叠、翘皮等缺陷，如有上述缺陷，则用砂轮修磨干净；
步骤六，锻制棒材为成品时，进行固溶热处理，固溶温度1030-1040℃，保温时间为1.2*D分钟且不低于60分钟，D为外径，单位是mm，保温完成后出炉水冷，在3分钟内将棒材冷却至100℃以下。
步骤七，固溶后将棒材表面包括氧化皮、折叠、翘皮、夹渣在内的缺陷以磨光或剥皮的方式清除。
本发明涉及的核电站紧固件用超合金与合金结构钢40NCDV7-03、马氏体不锈钢20Cr13、奥氏体不锈钢S31603相比，350℃高温强度有大幅度提升，具体数据详见表1。
表1核电站紧固件用超合金与合金结构钢40NCDV7-03、马氏体不锈钢20Cr13、奥氏体不锈钢S31603高温强度(350℃)比较
本发明涉及的核电站紧固件用超合金与合金结构钢40NCDV7-03、马氏体不锈钢20Cr13、奥氏体不锈钢S31603相比，-40℃冲击功有明显提升，具体数据详见表2。
表2核电站紧固件用超合金与合金结构钢40NCDV7-03、马氏体不锈钢20Cr13、奥氏体不锈钢S31603-40℃冲击功比较
本发明涉及的核电站紧固件用超合金与合金结构钢40NCDV7-03、马氏体不锈钢20Cr13、奥氏体不锈钢S31603相比，晶粒度更加细小，具体数据详见表3。
表3核电站紧固件用超合金与合金结构钢40NCDV7-03、马氏体不锈钢20Cr13、奥氏体不锈钢S31603晶粒度比较
本发明涉及的核电站紧固件用超合金自耗锭加热温度与保温时间的优化方案如表4所示，可见，作为优选的技术方案：钢锭0.5吨时，均热温度1150℃，保温时间为2小时；钢锭1吨时，均热温度1150℃，保温时间为3小时。
表4核电站紧固件用超合金自耗锭加热温度与保温时间的优化方案
本实施例只是对本发明的进一步解释，并不是对本发明的限制，本领域技术人员在阅读完本说明书后可以根据需要对本实施例做出没有创造性的修改，但是只要在本发明的权利要求范围内都受到专利法的保护。
Claims (8)
1.一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，其特征在于，所述工艺包括以下步骤：
步骤一，采用自耗锭加热工艺对合金加热；
步骤二，多火次锻造；
步骤三，中间坯回炉；
步骤四，锻造头尾切除；
步骤五，锻坯修磨；
步骤六，成品固溶热处理，保温完成后出炉水冷；
步骤七，棒材表面缺陷清除。
2.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，其特征在于，开锻温度不低于1110℃，终锻温度不低于900℃。
3.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，其特征在于，在所述步骤二中，单道次变形量不超过50％。
4.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，其特征在于，在所述步骤三中，回炉中间坯保温时间不少于1h。
5.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，其特征在于，锻压比保证不低于4。
6.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，其特征在于，在所述步骤四中，钢锭头部切除率不低于3％，尾部不低于5％。
7.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，其特征在于，在所述步骤六中，固溶温度1030-1040℃，保温时间为1.2*D分钟且不低于60分钟，D为外径，单位是mm，保温完成后出炉水冷，在3分钟内将棒材冷却至100℃以下。
8.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的锻造工艺，其特征在于，在所述步骤七中，固溶后将棒材表面包括氧化皮、折叠、翘皮、夹渣在内的缺陷以磨光或剥皮的方式清除。
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