[发明专利]核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法

权利要求书

1.一种核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于，包括以下步骤：

第一步、将堆内构件用奥氏体不锈钢钢锭装炉；控制钢锭装炉量，使钢锭装炉量尽量少；

第二步、第一火锻压；控制第一火锻压的总压下量和每道次压下量；

第一火锻压之后，将钢锭返炉加热并保温；

第三步，中间火次锻压；

中间火次锻压分为多次，每火的变形量不得低于10％；

每一火次锻压之后，将钢锭返炉加热并保温；

第四步，最后一火锻压，得到成品堆内构件毛坯锻件；

最后一火的变形量不得低于12％；或者用锻比衡量，最后一火的锻比不小于1.4。

2.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第一步控制钢锭装炉量的方法是：出口管嘴用钢锭的每炉装炉量允许超过四支钢锭，其他四种堆内构件用钢锭的每炉装炉量不得超过三支钢锭；所述四种堆内构件为吊篮法兰、堆芯支承板、上支承板、上支承法兰。

3.根据权利要求2所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述其他堆内构件用钢锭的每炉装炉量为两支钢锭。

4.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第二步控制第一火锻压的总压下量和每道次压下量的方法是：对钢锭的第一火锻压分两遍进行，第一遍压下的变形量不超过80mm，第二遍压下的变形量不超过150mm。

5.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第二步将钢锭返炉加热并保温的控制方法是：每100mm的钢锭截面直径或厚度值的加热保温时间为1小时；保温温度为1800～1200℃。

6.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第三步每一火次锻压之后，将钢锭返炉加热并保温的控制方法是：每100mm的钢锭截面直径或厚度值的加热保温时间为1小时；保温温度为1800～1200℃。

7.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第四步最后一火锻压之后，将钢锭返炉加热并保温的控制方法是：每100mm的钢锭截面直径或厚度值的加热保温时间为0.8小时；最后一火锻压的终锻最佳的温度是850～900℃。

8.根据权利要求1所述的核电站反应堆的堆内构件用奥氏体不锈钢锻件的锻造方法，其特征在于：所述第二步至第四步的总锻比不低于6。