[发明专利]核电堆内构件用奥氏体不锈钢饼形锻件的热处理方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种热处理方法，具体涉及一种核电堆内构件用奥氏体不锈钢饼形锻件的热处理方法。

背景技术

随着经济的高速发展，各国对能源的需求急剧增长。由于核燃料能够释放出高效而清洁的能量，促使了核能的开发和利用。AP1000核电堆型与其它较早堆型相比具有大型化和一体化的特点，其核电主设备堆内构件的尺寸、重量也相应地更大。

堆内构件位于反应堆的中心，为核燃料组件提供支撑和压紧，同时也为压力容器提供屏蔽，使其少受辐射的影响。AP1000压水堆中的堆内构件用奥氏体不锈钢饼形锻件主要有下堆芯支撑板和上部支撑板，其直径约为4米，厚度则超过400mm，不仅提供屏蔽效果，而且还起到平衡机械载荷和水力载荷的作用，它们既与冷却剂、核燃料直接接触，直接接受腐蚀和辐射，又承载巨大且复杂的压力，服役条件十分苛刻，因此对其安全性的要求特别高。

制造堆内构件的厚壁饼形锻件所选择的材料是奥氏体不锈钢，材料牌号为SA-336F304H，对应国内牌号为0Cr19Ni10。ASME标准对该材料提供的固溶热处理参数只有保温温度不低于1040℃，相应得到室温屈服强度不小于205MPa、抗拉强度不小于485MPa。但是，为了应对机械载荷和水力载荷，对材料的力学性能提出了更高要求：洛氏硬度HRB不高于92，350℃下屈服强度不小于125MPa。如果使用标准所述的热处理工艺，所得的试验结果为洛氏硬度超过100HRB，350℃下的屈服强度仅有100MPa，无法保证AP1000核电堆型的运行和维护。

饼形锻件是核电堆内构件中热处理难度最大的锻件，主要原因与其几何形状有关。由于为实心锻件，在固溶冷却过程中，锻件底部易聚集蒸汽膜而恶化冷却条件。实践表明，如不采取有效措施，锻件底部与侧面在同时冷却过程中温差可达数百℃，从而导致锻件底部性能较差，恶化锻件性能的均匀性。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是提供一种核电堆内构件用奥氏体不锈钢饼形锻件的热处理方法，它可以满足AP1000核电堆型的运行和维护要求。

为解决上述技术问题，本发明核电堆内构件用奥氏体不锈钢饼形锻件的热处理方法的技术解决方案为：

用于对材料为0Cr19Ni10，直径不小于4000mm，厚度不小于400mm的实心锻件进行热处理，包括以下步骤：

第一步，将锻件置于热处理炉中，以热处理炉的最大功率加热至400～450℃范围内保温，保温时间为每1毫米锻件厚度保温0.5～1分钟；

第二步，继续加热工件，以不大于50℃/h的升温速度将锻件加热至670～700℃范围内保温，保温时间为每1毫米锻件厚度保温0.5～1分钟；

第三步，继续加热工件，以不大于150℃/h的升温速度将锻件加热至1040～1080℃范围内保温，保温时间为每1毫米锻件厚度保温3～5分钟；

第四步，锻件出炉并水冷。

所述第四步水冷的方法为：冷却水的初始温度不高于30℃；在水槽底部设置垂直向上的水流驱动装置，利用垂直方向的水流打破聚集在锻件底部的蒸汽膜。

所述第四步水冷之后锻件出水15分钟后的表面温度不高于80℃。

本发明可以达到的技术效果是：

经过本发明热处理后的0Cr19Ni10钢锻件，其晶粒未有长大现象且组织均匀，室温和350℃高温强度满足核电堆内构件设计要求，且富余量较大，两端的性能均匀，晶粒度未有明显长大，超声波检测未发现缺陷反射信号，液体渗透检测未发现缺陷痕迹，均合格，能够保证锻件的整体质量。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明：

图1是本发明核电堆内构件用奥氏体不锈钢饼形锻件的热处理方法的示意图。

具体实施方式

如图1所示，本发明核电堆内构件用奥氏体不锈钢饼形锻件的热处理方法，用于对材料为0Cr19Ni10，直径不小于4000mm，厚度不小于400mm的实心锻件进行热处理，包括以下步骤：

第一步，将锻件置于热处理炉中，以热处理炉的最大功率加热至400～450℃范围内保温，保温时间为每1毫米锻件厚度保温0.5～1分钟；

本步骤的目的是控制锻件的表面与心部的温度差，避免蓝脆导致的锻件开裂；

第二步，继续加热工件，以不大于50℃/h的升温速度将锻件加热至670～700℃范围内保温，保温时间为每1毫米锻件厚度保温0.5～1分钟；