[发明专利]核锻件深孔冲压自退模方法、退模膨爆剂及自退模冲头

说明书

本发明公开了一种核锻件深孔冲压自退模方法，其步骤：（1）钢锭加热；（2）锻坯下料；（3）锻坯镦拔；（4）首次冲孔；（5）二次冲孔；（6）三次冲孔；（7）四次冲孔；（8）修孔；（9）锻后热处理。本发明的该退模膨爆剂为：桐油：8—12，锯末：20—25，石墨：10—15，水：3—5，余量为无烟煤。本发明的自退模冲头，在冲头本体上设置有活塞沉孔和膨爆剂挤出孔，在活塞沉孔中活动设置有膨爆剂挤出活塞，该膨爆剂挤出活塞的下端与膨胀剂挤出孔相对应，在冲头本体上还活动支承有活塞推块，该活塞推块位于膨爆剂挤出活塞的上端外侧。本发明了实现核锻件的深孔冲压，具有退模速度快、锻件组织均匀密实，材料利用率高的优点。

技术领域

本发明涉及核电用大型结构件的锻造成型技术领域，尤其涉及核电锻件深孔冲压成型中冲压头的自退模方法。本发明还涉及应用于该方法的退模膨爆剂及自退模冲头。

背景技术

核电具有资源消耗少、环境影响小和供应能力强等优点，成为与火电、水电并称的世界三大电力供应支柱。核电不会像化石燃料发电那样排放巨量的污染物质到大气中，核能发电不会造成空气污染；核能发电所用的核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存都很方便。因此核电是一种清洁、安全的能源，且核电的环境影响小。

核电设备主要包括核岛设备、常规岛设备、辅助系统等三类；其中核岛设备是承担热核反应的主要部分，技术含量最高，对安全设计的要求也最高。核电设备具有数量巨大、种类繁多的特点；核岛设备的反应堆压力壳、蒸汽发生器、主泵、主管道和稳压器，以及常规岛设备的高低压加热器、主给水泵、凝结水泵和循环水泵等都存在着大量复杂曲面的封头、筒壳、管件、管板、三通管件以及阀体等大量的锻造件，这些锻造件的结构特点是大尺寸、厚壁、深孔，长期处于高温高压的恶劣环境中，且承受高变荷载和管道涡流冲击所产生的压力突变，极易引起应力分布不匀或者应力集中，从而产生疲劳、蠕变损伤，甚至造成降参数运行，影响发电效率，严重时将会带来安全问题。采用耐热合金材料，如采用P92、P122或E911钢，虽然能提高管类零件的耐高温耐高压的性能，但不能优化这些大型块状零件内部材料组织结构，以及粗晶、裂纹等物理性缺陷，这些材料的内部组织缺陷只能通过后期加工工艺来克服和优化。

锻造件通过锻造工艺明显改善锻件材料内部结构，强化其机械性能。但是锻件深孔的冲压成孔过程中，由于冲杆与坯件孔壁间的摩擦力较大，加之孔壁对冲头杆的束紧力和冲头端部的阻力作用，冲压后冲头无法从坯件中拔出，所以目前对大型块状锻件深孔是难以通过冲压成型工艺实现深孔加工的，只能在锻造坯件上，通过钻孔、镗孔等机加工方法进行深孔切削加工，但这种加工方法存在诸多不足：首先材料利用率低，孔在机加工过程中产生的切屑成为废料而难以回用，形成优质合金材料的极大浪费。其二，切削加工不能改变孔壁周边材料的组织结构，不利于增强零件的耐温耐压性能，由于核电锻件属于大型厚饼实心类锻件，很难热透、压实，钢锭内层、外层、心部的热力学和动力学条件存在差异，钢坯内部存在偏析、疏松和缩孔等缺陷，而深孔又往往处于钢坯裂纹、粗晶最为严重的心部位置，切削加工难以保证管孔轴向力学性能的一致性。其三，机加工工艺流程复杂、生产效率低，由于深孔的长径比较大，加工时需钻孔后再进行镗孔至预定尺寸，因此工件需在多工序中转运，生产周期长，效率低。

发明内容

针对现有技术所存在的上述不足，本发明所要解决的技术问题是提供一种核锻件深孔冲压自退模方法，它不仅能够实现核锻件的深孔冲压，使锻件组织均匀密实，材料利用率高，而且能够使冲压头冲压孔中自行退出，退模速度快，生产效率高。本发明另一要解决的技术问题是提供一种应用于该深孔冲压自退模方法的退模膨爆剂。本发明再一要解决的技术问题是提供一种应用于该深孔冲压自退模方法的自退模冲头。

为了解决上述技术问题，本发明的核锻件深孔冲压自退模方法，该冲压退模方法包括以下步骤：

（1）钢锭加热：将马氏体耐热钢锭送至加热炉中加热至600℃，保温3小时；再以60℃/h的加热速度加热至850℃，保温4小时；再以80℃/h的加热速度加热至1150°，保温4小时；再以80℃/h的加热速度加热至1230℃±20℃，保温2 小时；