[发明专利]核电堆内构件压紧弹簧用马氏体不锈钢锻件的热处理方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种核电设备的热处理方法，具体涉及一种核电堆内构件压紧弹簧用马氏体不锈钢锻件的热处理方法。

背景技术

核电堆内构件压紧弹簧是百万千瓦核电堆内构件的关键部件，压紧弹簧锻件采用马氏体不锈钢，其成分为(重量百分比)C：0.08～0.14，Cr：11.50～13.00，Ni：1.00～1.80，Mn：≤1.00，Mo：0.40～0.60，Si≤0.50，N：0.010～0.030。根据RCC-M M3205标准的规定，通过热处理，使产品的性能达到以下要求：屈服强度Rp0.2≥620MPa，夏比KV冲击平均值≥48J，奥氏体晶粒度应为2.5级或更细(力争3级或更细)。RCC-M M3205标准规定的热处理工艺为：在960～1010℃奥氏体温度下空冷或油冷，然后作回火处理，及在610～670℃保温至少4小时后空冷。

生产实践表明，该标准所指定的工艺难以直接用于生产，如果根据标准所规定的工艺参数进行热处理，并不能得到满足标准的性能，实际上只能满足屈服强度或夏比冲击值中的一项指标，如屈服强度为≥620MPa时，冲击值只有20～30J(焦耳)；如将回火温度提高至标准上限并延长保温时间，使冲击值满足≥48J后，屈服强度则降低至＜600MPa。

对于非核电用的马氏体不锈钢锻件，可采用水冷加快冷却速度，得到更细的板条状马氏体组织，以获得更好的强韧性匹配。但对于压水堆核电压紧弹簧锻件，RCC-M标准强制要求采用空冷或油冷，这就排除了采用水冷加快冷速提高锻件性能的可能性。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是提供一种核电堆内构件压紧弹簧用马氏体不锈钢锻件的热处理方法，它可以获得强韧性匹配优异的压紧弹簧锻件。

为解决上述技术问题，本发明核电堆内构件压紧弹簧用马氏体不锈钢锻件的热处理方法的技术解决方案为：

包括如下步骤：

第一步，预备热处理；

将工件以100±10℃/小时的速度快速加热至990～1030℃的高温；保温，保温时间按热处理当量厚度每100mm保温2.5～3小时确定；之后将工件空冷；

第二步，淬火；

将工件以100±10℃/小时的速度快速加热至950～990℃；保温，保温时间按热处理当量厚度每100mm保温2～2.5小时确定；之后采用油冷，使工件表面温度冷却至100℃；

第三步，高温回火；

将工件以100±10℃/小时的速度快速加热至630～670℃；保温，保温时间按热处理当量厚度每100mm保温3～6小时确定；之后空冷至室温。

本发明可以达到的技术效果是：

本发明通过增加一次预备热处理(空淬)工序，以及优化淬、回火工艺参数等措施，在提高屈服强度(要求≥620MPa，实测值约640～670MPa)的同时，成功地将冲击韧性提高至约120～160J，从而提高了锻件的综合性能。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明：

图1是本发明核电堆内构件压紧弹簧用马氏体不锈钢锻件的热处理方法的示意图；

图2是百万千瓦压水堆核电厂堆内构件压紧弹簧锻件的结构示意图；

图3是对图2所示的压紧弹簧锻件进行热处理的示意图。

具体实施方式

如图1所示，本发明核电堆内构件压紧弹簧用马氏体不锈钢锻件的热处理方法，包括如下步骤：

第一步，预备热处理(空淬)；

使工件进入加热炉，以100±10℃/小时的速度快速加热至990～1030℃的高温，进行奥氏体化并使碳化铬充分溶解；保温，保温时间按热处理当量厚度每100mm保温2.5～3小时确定；之后将工件从加热炉中吊出空冷，得到板条状马氏体+少量铁素体的组织；

第二步，淬火(油淬)；

使工件进入加热炉，以100±10℃/小时的速度快速加热至950～990℃；保温，保温时间按热处理当量厚度每100mm保温2～2.5小时确定；之后采用油冷，使工件表面温度冷却至100℃即完成淬火，得到板条更细的马氏体及少量的铁素体组织；

第三步，高温回火；

使工件进入加热炉，以100±10℃/小时的速度快速加热至630～670℃；保温，保温时间按热处理当量厚度每100mm保温3～6小时确定；之后空冷至室温(25±5℃)，得到细晶粒的索氏体组织，晶粒度达4～4.5级。

如图3所示，采用本发明对如图2所示的百万千瓦压水堆核电厂堆内构件压紧弹簧锻件进行热处理的步骤如下：

第一步，预备热处理；