[发明专利]一种核岛主管道的锻造方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种核岛主管道的锻造方法。

背景技术

根据我国中长期核电发展规划，到2020年我国核能发电总量将达到4000万千瓦。为了适应我国核电发展的速度，我国正在积极研究核岛中各个关键设备的制造工艺。压水堆核电站反应堆冷却系统，又称“一回路”是位于核岛内的核一级设备系统，承担着将反应堆产生的热量传送给蒸汽发生器的功能。由于一回路冷却剂直接进出核反应堆，具有放射性污染，因此对其可靠性的要求很高。

由于一回路主管道是核安全一级设备，要承受280～320℃、150～160大气压和腐蚀性介质，因此对材料和缺陷的控制要求很高，管道必须一次铸造完成，并进行后续热处理和机加工等，在各环节都要保证组织、性能、尺寸、精度满足要求。现有技术中的离心铸造工艺无法满足上述要求。

发明内容

本发明的目的是提供一种能够消除核岛主管道内部缺陷，提高核岛主管道安全使用寿命以及耐腐蚀性的核岛主管道的制造方法。

为达到上述目的，本发明的核岛主管道的制造方法包括以下步骤：

(1)选材，选择具有如下重量百分比的钢锭：C≤0.35％，Si≤0.80％，Sn≤2.00％，P≤0.020％，S≤0.015％，11.50％≤Ni≤12.50％，17.00≤Gr≤18.20％，2.25％≤Mo≤2.75％，N≤0.080％，B≤0.0010％，Cu≤0.50％，Co≤0.10％，Ta≤0.15％，余量为Fe和杂质；

(2)装炉第一次加热，将选用的钢锭装入室式天然气加热炉中进行加热，加热温度为1250～1280℃，并在该1250～1280℃温度范围内保温5～6小时；

(3)锻造，在8MN液压机上对加热后的钢锭进行两次镦拔，保证第一次镦拔比为：1.3≤镦粗比≤1.5，1.1≤拔长比≤1.3，第二次镦拔比为：1.0≤镦粗比≤1.2，0.8≤拔长比≤1.0，并保证始锻温度为1250～1280℃，终锻温度≥850℃；

(4)装炉第二次加热，将锻造后的钢锭装入室式天然气加热炉中进行加热，加热温度为1050～1100℃，并在该1050～1100℃温度范围内保温不超过2～3小时；

(5)锻压成型，将步骤(4)中所得的钢锭在8MN液压机上锻压成符合尺寸的锻件；

(6)热处理，将步骤(5)所得的锻件加热到920～980℃，并在该920～980℃温度范围内保温6～10小时，然后将锻件空冷至室温；

(7)涂层，在步骤(6)所得的锻件的表面涂上锆合金，该锆合金含有0.5～2.0wt的Nb，0.025～0.08wt的Cr，0.03～0.14wt的Ni，0.7～1.5wt的Sn，0.07～0.14wt的Fe，其余为Zr。

优选地，步骤(2)中，从点火直到升温至1260℃，升温速度≤180℃/h，如此能够使锻件内部缺陷基本消除；

优选地，步骤(2)中加热温度为1260～1270℃；

优选地，步骤(3)中第一次镦拔比为：1.35≤镦粗比≤1.45，1.15≤拔长比≤1.25，第二次镦拔比为：1.05≤镦粗比≤1.15，0.85≤拔长比≤0.95；

优选地，步骤(4)中加热温度为1070～1080℃；

优选地，步骤(6)中将锻件加热到950～960℃；

优选地，步骤(7)中涂层还包括0.02～0.2wt的Cu，0.35～1.0wt的Si。

本发明的有益效果：本发明的核岛主管道的制造方法通过将耐高温、抗腐蚀性良好的钢锭前期高温加热锻压焊合内部缺陷，后期低温加热成型细化内部组织，能够达到相关的超声波探伤要求及晶粒度要求，同时在主管道的表面涂敷具有优异耐腐蚀性的合金，进一步提高其各项性能，从而有效的保证核岛主管道的安全可靠性。

具体实施方式

为了更加清楚地说明本发明的技术方案，下面结合实施例对本发明作进一步描述。

实施例1：

本发明的核岛主管道的制造方法包括以下步骤：

(1)选材，选择具有如下重量百分比的钢锭：C≤0.35％，Si≤0.80％，Sn≤2.00％，P≤0.020％，S≤0.015％，11.50％≤Ni≤12.50％，17.00≤Gr≤18.20％，2.25％≤Mo≤2.75％，N≤0.080％，B≤0.0010％，Cu≤0.50％，Co≤0.10％，Ta≤0.15％，余量为Fe和杂质；该组分的钢锭耐高温、抗腐蚀性好，经过大量实验证明是核岛主管道的最佳材料。钢锭为圆柱形，其直径Φ≥650mm；