[发明专利]核电站用锻造主管道制造工艺评定方法

说明书

本发明涉及核电大型锻件制造生产技术领域，具体涉及一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，包括如下步骤：设计制作综合评定件，所述综合评定件包括相互连接的直管段和第一弯头，所述综合评定件的直管段上设有直管嘴和斜管嘴；截取一部分所述综合评定件的直管段并弯成第二弯头，在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴处、所述第二弯头等部位分别截取试料；将上述截取的所有试料截取试样并进行力学及理化性能检测，比较不同试样的力学及理化性能的波动范围，本发明的检验方法既能全面验证主管道的制造工艺水平又能有效节省成本。

技术领域

本发明涉及核电大型锻件制造生产技术领域，具体涉及一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法。

背景技术

作为一种清洁高效的能源，许多国家都在积极发展核电。然而，全世界的核电关键部件的生产能力却十分有限，制造技术主要控制在少数几个制造厂中，这已经不能满足全世界核电发展的需要。结合我国发展核电和核电设备国产化的政策，为实现我国核电发展规划目标，必须实现核电大型铸锻件国产化。要真正实现核电大型铸锻件的国产化，在保证质量的条件下实现批量化生产，不仅需要制造厂在制造技术上进行创新，还需要成功完成设备制造的工艺评定工作。

主管道用于连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵，是反应堆堆芯冷却回路的主要组成部分，高温高压且具有放射性和腐蚀性的冷却剂介质通过主管道流经反应堆堆芯，对堆芯进行冷却。反应堆的冷却回路根据不同的反应堆堆型可以分为2回路、3回路、4回路等多种方案。每条回路按照流经介质所处的位置和作用可以分为冷段主管道（简称冷段）、热段主管道（简称热段）和过渡段主管道（简称过渡段）。主管道由不同长度、不同直径壁厚的直管、弯头组合而成，管道上还包含了很多大小形状不同的接管嘴。随着核电技术的提高，从三代核电机组开始，这些主管道均由铸造设计改为锻造设计，并且，弯头及主要的接管嘴和直管为整体锻造设计，这种设计大大提高了主管道运行寿命和运行可靠性，但是却极大地增加了主管道的制造难度。

主管道在正常生产过程中，仅仅是在母管端部和接管嘴端部取样，进行少量的理化检验，这对于主管道的工艺评定来说是远远不够的，不能评价出主管道的制造质量和制造工艺。

考虑到主管道的制造成本较高，正常生产中不可能对每一件主管道进行全面地检验，因此必须在工艺评定过程中充分考虑各种制造因素和使用条件，设计出既能全面检验出主管道的制造工艺又能最大程度地降低检验成本的方法。

发明内容

本发明提供一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，既能全面验证主管道的制造工艺水平又能有效节省成本。

为达到上述目的，本发明采用的技术方案是：一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其中，主管道包括冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道，包括如下步骤：

（1）设计制作综合评定件，所述综合评定件包括直管段及与之连接的第一弯头，所述综合评定件的直管段上设有直管嘴和斜管嘴，所述综合评定件为整体锻造成形，所述综合评定件的直管段和所述第一弯头为实心锻造或空心锻造，所述接管嘴为实心锻造，而后加工成空心，所述第一弯头采用热弯或冷弯；

（2）在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴的端部、根部及马鞍座位置分别截取试料；在所述综合评定件的第一弯头内弧和外弧的中心分别截取试料；在所述综合评定件端部试样环上相对180°位置分别截取试料；

（3）截取一部分所述综合评定件的所述直管段并弯成第二弯头，所述第二弯头的弯曲角度与所述过渡段主管道中最大的弯曲角度相等，在所述第二弯头内弧中心及外弧中心分别截取试料，在所述第二弯头内弧和外弧的起弯点位置分别截取试料，在所述第二弯头的两端部分别截取试料；

（4）将上述截取的所有试料自外壁至内壁截取试样后分别进行力学及理化性能检测，并比较不同试样力学及理化性能的波动范围。