阅读说明：本技术 一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法 (Forging method of steel ring forging for nuclear power equipment ) 是由 承天洋 唐广林 孙峰 承刚 张伟 卢迅 汪凯 于 2019-11-06 设计创作，主要内容包括：本发明公开了一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法,包括以下步骤：S1：采用电炉冶炼及炉外精炼制造钢锭；S2：第一次锻造；S3：第二次锻造；S4：锻后预热处理；S5：淬火；S6：回火;S7：产品力学性能检测；S8：无损检测按EN10228-3规定对产品进行超声波无损检测；S9：锻后精加工。(The invention discloses a forging method of a steel ring forging for nuclear power equipment, which comprises the following steps: s1: manufacturing steel ingots by electric furnace smelting and external refining; s2: forging for the first time; s3: forging for the second time; s4: preheating treatment after forging; s5: quenching; s6: tempering, S7: detecting the mechanical property of the product; s8: nondestructive testing the product according to EN 10228-3; s9: and (5) finishing after forging.)

一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法

技术领域

本发明涉及一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法。

背景技术

核电装备用金属材料通常在高温、高压、强腐蚀和强辐照的工况条件下工作，对材料的要求极高，通常要满足核性能、力学性能、化学性能、物理性能、辐照性能、工艺性能、经济性等各种性能的要求，要达到专用的标准法规要求，目前行业内常用材料为碳素钢、合金钢、不锈钢、镍基合金等。但是采用常规锻造手段处理上述材料会出现难以锻透的现象，一些铸态冶金缺陷，如偏析、疏松、缩孔等将不同程度地残留在锻件中，使锻件在热处理过程中将产生更大的应力集中，往往导致锻件在热处理过程中或在热处理结束后的放置过程中发生开裂，或者因内应力的存在而降低零件在服役时的有效寿命。此外，材料的抗辐照性能也难以满足核电装备用钢所需。因此，对于核电用装备的锻件锻后的产品检测尤为重要。

发明内容

本发明的目的在于，克服现有技术中存在的缺陷，提供一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法。

为实现上述目的，本发明的技术方案是设计一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法，包括以下步骤：

S1：采用电炉冶炼及炉外精炼制造钢锭，其中各化学成分控制在如下质量百分比：C：≤0.06％；Si：≤0.75％；Mn：≤1.55％；P：≤0.030％；S：≤0.015％；Ni：3.5～4.8％；Cr：12.0～15.0％；Mo：0.32～0.73％；N： 0.020～0.3％，余量为铁和不可去除的杂质；

S2：第一次锻造，锻造始锻温度为1250℃，终锻温度为950℃，锻件主截面部分的锻造比≥3.5；

S3：第二次锻造，锻造始锻温度为1250℃，终锻温度为900℃，锻件主截面部分的锻造比≥3；

S4：锻后预热处理，以≥230℃的初始温度进行加热，以≥60℃/h的升温速率加热至850℃，保温3小时；

S5：淬火，首先升温至930～1060℃，保温4-5小时，而后采用水温为20-45℃的水进行水淬火360秒，后进行油冷；

S6：回火，首先升温至550～650℃，保温2-3小时，后进行空冷;

S7：产品力学性能检测，取3 个夏比 V 型缺口试样的平均值，其力学性能需符合

，

检测不合格产品重新进行热处理，且热处理次数不大于两次；

S8：无损检测按 EN10228-3 规定对产品进行超声波无损检测；

S9：锻后精加工。

进一步改进的是，步骤S7中力学性能检测包括拉伸试验、冲击试验以及硬度试验。

进一步改进的是，步骤S7中力学性能检测产品取样时应符合GB/T 2975《钢及钢产品力学性能试验和取样位置及试样制备》的规定。

进一步改进的是，所述拉伸试验按 GB/T 228.1 规定执行。

进一步改进的是，所述冲击试验按 GB/T 229 规 定执行。

进一步改进的是，所述硬度试验按 GB /T 231.1 规定执行。

本发明的优点和有益效果在于：增加了铬含量提高了锻件的耐腐蚀性，其次增加了镍含量有效提高了锻件的强度以及韧性，此外锻件锻造后采用新的力学性能检测方法，使锻件完全符合核电用金属的要求，保证了产品质量。

具体实施方式

下面结合实施例，对本发明的具体实施方式作进一步描述。以下实施例仅用于更加清楚地说明本发明的技术方案，而不能以此来限制本发明的保护范围。

本发明是一种核电设备用钢制环锻件的锻造方法，包括以下步骤：

S1：采用电炉冶炼及炉外精炼制造钢锭，其中各化学成分控制在如下质量百分比：C：≤0.06％；Si：≤0.75％；Mn：≤1.55％；P：≤0.030％；S：≤0.015％；Ni：3.5～4.8％；Cr：12.0～15.0％；Mo：0.32～0.73％；N： 0.020～0.3％，余量为铁和不可去除的杂质；

S2：第一次锻造，锻造始锻温度为1250℃，终锻温度为950℃，锻件主截面部分的锻造比≥3.5；

S3：第二次锻造，锻造始锻温度为1250℃，终锻温度为900℃，锻件主截面部分的锻造比≥3；

S4：锻后预热处理，以≥230℃的初始温度进行加热，以≥60℃/h的升温速率加热至850℃，保温3小时；

S5：淬火，首先升温至930～1060℃，保温4-5小时，而后采用水温为20-45℃的水进行水淬火360秒，后进行油冷；

S6：回火，首先升温至550～650℃，保温2-3小时，后进行空冷;

S7：产品力学性能检测，取3 个夏比 V 型缺口试样的平均值，其力学性能需符合

，

检测不合格产品重新进行热处理，且热处理次数不大于两次；

S8：无损检测按 EN10228-3 规定对产品进行超声波无损检测；

S9：锻后精加工。

淬火及回火保温时间要确保充分，具体时`间根据锻件截面尺寸确定，环锻件性能热处理结束后，进行力学性能检测，力学性能检测完成后进行表面加工，达到探伤检验要求，进行正式超声波探伤，探伤合格后安***加工，锻件表面应无肉眼可见的裂纹、夹层、折叠、夹渣等有害缺陷。如有缺陷，允许打磨消除，但修磨部分必须圆滑过渡，清除深度不应超过该处余量的80%。

步骤S7中力学性能检测包括拉伸试验、冲击试验以及硬度试验。力学性能检测产品取样时应符合GB/T 2975《钢及钢产品力学性能试验和取样位置及试样制备》的规定，所述拉伸试验按 GB/T 228.1 规定执行，所述冲击试验按 GB/T 229 规 定执行，所述硬度试验按 GB /T 231.1 规定执行。

以上所述仅是本发明的优选实施方式，应当指出，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明技术原理的前提下，还可以做出若干改进和润饰，这些改进和润饰也应视为本发明的保护范围。