[发明专利]核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种热处理方法，具体涉及一种核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法。

背景技术

压紧弹性环是核岛一回路压力容器中的重要部件，也是最大的马氏体不锈钢锻件，法国RCC-M标准采用Z12CN13钢(接近于国标的1Cr13NiMo)制造压紧弹性环锻件，在二代改进型1000MW核电上已有成功的应用。RCC-M标准对Z12CN13钢成分要求如表1所示：

  C  Mn  P  S  Si  Ni  Cr  Mo  ≤0.15  ≤1.00  ≤0.020  ≤0.020  ≤0.50  1.0～2.0  11.5～13.0  0.40～0.60

表1

二代改进型核电压紧弹性环锻件的性能要求如表2所示：

表2

AP1000核电属于第三代压水堆核电，设计寿命较二代改进型的40年延长至60年，发电功率从二代改进型的1000MW增大至1250MW，故对压紧弹性环锻件的性能要求提出了更高的要求，AP1000核电压紧弹性环锻件的性能要求如表3所示：

表3

美国西屋公司在设计第三代AP1000核电时，先后选择了F6a、改良型403制造压紧弹性环，由于性能要求尤其是夏比冲击试验要求较二代加有较大提高，全球范围内未有锻件制造企业成功地制造出满足其强韧性要求的锻件，故只能再次更改材料。根据西屋公司最新设计文件，AP1000核电压紧弹性环锻件材料已更改为F6NM。F6NM在核电核岛主设备大锻件上属于首次应用。F6NM压紧弹性环锻件的成分要求如表4所示：

表4

由成分可见，F6NM与二代改进型核电压紧弹性环用Z12CN13钢有显著差异，故现有的Z12CN13锻件热处理技术已不再适用于AP1000核电，需要根据F6NM的材料特性和压紧弹性环锻件的技术特点开发出新的热处理工艺。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是提供一种核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法，它可以获得满足技术规范要求的机械性能。

为解决上述技术问题，本发明核电压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的热处理方法的技术解决方案为：

用于对AP1000核电堆内构件压紧弹性环用F6NM马氏体不锈钢锻件进行性能热处理，采用电加热环形炉，电加热环形炉的温度控制精度为±10℃；包括如下步骤：

第一步，正火；