[发明专利]一种核电用高强塑性奥氏体不锈钢帽螺钉锻件的制备方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种不锈钢帽螺钉锻件的制备方法，特别是涉及一种核电用高强塑性奥氏体不锈钢帽螺钉锻件的制备方法，属于冶金技术领域。

背景技术

CAP1400是指装机容量为140万千瓦的先进非能动核电技术，是在我国《国家中长期科学和技术发展规划纲要》中明确提出的具有自主知识产权的第三代核电技术。CAP1400项目旨在于目前安全性和经济性较好的AP1000技术基础上，通过消化、吸收和再创新，形成具有我国自主知识产权、功率更大、安全性更高、寿命更长的大型先进压水堆核电技术，以摆脱我国核电技术依赖进口、核电发展受制于人的局面，既满足我国在2020年实现核电装机7000万千瓦、占届时中国电力总装机容量5％的目标；又可满足我国核电成套技术“走出去”的战略，实现由“核电大国”向“核电强国”转变的目标。

帽螺钉用奥氏体不锈钢(ASME SA-479 316)合金是一种核电项目螺钉用材料，该合金的突出特点是含有C、Cr、Ni及Mo等元素，若使其获得良好的强度指标需牺牲其一定的塑性和抗腐蚀及抗应力松弛能力。其成分要求如表1所示：

表1 化学成分要求(wt％)

应予指出的是，经过冷变形处理后，帽螺钉产品虽满足抗拉强度要求，但无法满足抗晶间腐蚀及高塑性的要求(室温条件下抗拉强度大于等于585MPa， 屈服强度为485～620MPa，延伸率大于等于30％，断面收缩率大于等于60％，且同时满足ASTM A262的E法进行腐蚀试验要求，并达到其高温抗应力松弛的性能要求)。采用此方法生产的帽螺钉产品的所有性能均可满足上述性能要求，帽螺钉产品的合格率已达到99％左右，产品可满足工程需要，此产品按此工艺方法可成功生产，有效地促进了核电工程实施的进度，保证了核电站按时投入生产。该合金锻件产品可进一步拓展应用到其他核泵中。

发明内容

本发明的目的在于解决现有技术存在的难以同时满足帽螺钉锻件高强度、高塑性、耐蚀性能和高温耐应力松弛性能的问题，通过反复研究和大量试验筛选后，提供一种核电用高强塑性奥氏体不锈钢帽螺钉锻件的制备方法，从而获得综合性能优良的高强塑性奥氏体不锈钢帽螺钉锻件，实现其在核主泵上的应用。

本发明给出的技术方案是：一种核电用高强塑性奥氏体不锈钢帽螺钉锻件的制备方法，其特点是按以下步骤进行：

(1)按重量百分比计，将ASME SA-479 316材料电渣用母材电极的成分控制在：Ni 12.20～2.60％，Cr 17.50～17.80％，Mo 2.50～2.75％，Mn 1.50～1.80％，Si 0.30～0.50％，C 0.025～0.035％，Co≤0.05％，N 0.04～0.06％，Fe余量，电极电渣成尺寸为Φ490～Φ530mm的电渣钢锭，电渣过程中熔炼电流控制为9500～12000A，重熔电压控制为65～80V；

(2)当所述电渣钢锭熔炼完成且成分满足步骤(1)要求后，方可进行锻造，锻造始锻温度为终锻温度为锻造高温区(1000～1150℃)进行大变形量变形，每次压下量为50～60mm；锻造低温区(850～1000℃)进行相对小变形量变形，每次压下量为20～30mm；锻造后坯料尺寸达到方规格；

(3)所述步骤(2)完成后对锻坯进行固溶处理，固溶处理在对坯料保温随后水冷，固溶处理过程中升温速度控制为≤60℃/h；固溶处理完成后对坯料进行机加工处理，机加工后坯料尺寸达到方尺寸；

(4)所述步骤(3)完成后，在室温下对坯料进行冷变形处理。变形后的尺寸达到方，变形量控制在13～23％，冷变形过程中要求使用750Kg锻锤，且需快速均匀的在一火次内由方变形至方尺寸；

(5)所述步骤(4)完成后，对获得的冷变形锻件进行特定热处理，热处理温度为保温时间为特定热处理过程中升温速度控制为≤35℃/h，热处理完成后，机加工成帽螺钉锻件交货尺寸。

所述步骤(2)中开始进行锻造后，其坯料尺寸达到方规格是由二火次完成，第一火次由开坯至方，锻比为3，第二火次由方开坯至方，锻比为8.7，总锻比大于10。

本发明的设计思想是：