[发明专利]一种燃料用不锈钢包壳管制造工艺

说明书

一种燃料用不锈钢包壳管制造工艺，包括以下步骤：步骤一，钢坯准备，冶炼钢锭并锻造成形；步骤二，热挤压，采用热挤压工艺将钢锭制成荒管；步骤三，冷加工，对荒管进行至少两道次冷加工以完成包壳管的制作。本发明的制备工艺能够确保包壳管的力学性能、尺寸精度可以满足核反应堆燃料组件的需要。

技术领域

本发明涉及不锈钢包壳管生产技术领域，具体涉及一种燃料用不锈钢包壳管制造工艺。

背景技术

AP1000是美国西屋公司向中国转让的第三代先进核电技术。在此基础上，国内经过多年的技术消化、吸收，通过再创新开发了具有我国自主知识产权、功率更大的非能动CAP1400、“华龙一号”等第三代先进核电技术。核电是一种清洁能源，根据国家《核电中长期发展规划》将大力发展商业核电站的建设，预计到2020年左右至少要新建30台百万千瓦级的核电机组。因此，第三代先进压水堆核电站的建设在我们国家得到蓬勃发展，如浙江三门核电1号机组、福建福清核电5号机组相继开工建设。

先进核电技术中，反应堆是核电站的心脏，其堆芯通常由一系列的燃料组件、控制棒组件等组成，而这些组件则主要由大量的包壳管，如燃料包壳、黑棒控制棒包壳、灰棒控制棒包壳所构成。核反应堆包壳材料暴露在高温及高快中子通量辐照场下，在寿期内需要具有良好的抗腐蚀性和抗辐照肿胀性，良好的高温力学性能，此外还要求它具有严格的尺寸精度及极高的表面质量。通常来讲，这些包壳管为不锈钢且具有外径小、壁厚薄、尺寸精度高，抗中子辐照性能好等特点。这类燃料用不锈钢包壳管的质量会直接影响到核电站的安全和运行，因此，这类燃料用不锈钢包壳管的制造工艺，极其困难和复杂，且生产周期长。为生产这样的包壳管必须从冶炼、热加工、冷加工、及检验等方面严格加以控制。目前，大多从国外引进，国内还不具备批量生产的能力，这对于国家核电发展和能源安全都是一个瓶颈。

发明内容

本发明的目的是提供一种燃料用不锈钢包壳管制造工艺，解决现有核反应堆包壳的制备问题，满足包壳的使用要求。

本发明的上述技术目的是通过以下技术方案得以实现的：一种燃料用不锈钢包壳管制造工艺，其特征在于，包括以下步骤：

步骤一，钢坯准备，冶炼钢锭并锻造成形；

步骤二，热挤压，采用热挤压工艺将钢锭制成荒管；

步骤三，冷加工和固溶热处理，对荒管进行至少两道次冷加工和固溶热处理以完成包壳管的制作。使用冷加工以更好的控制包壳管的加工成型精度。

作为本发明的优选，所述步骤一中采用真空感应炉加真空自耗重工艺或者真空感应炉加电渣重熔工艺进行钢锭冶炼。

作为本发明的优选，所述步骤二热挤压处理中，钢坯感应加热温度为1180-1250℃，热挤压速度为100-250mm/s，挤压比为18-27。

作为本发明的优选，所述步骤三中，中间道次冷加工变形延伸系数介于1.5-5.5之间。

作为本发明的优选，所述步骤三中，最后一道次冷加工变形延伸系数介于1.08-1.25之间。

作为本发明的优选，所述步骤三中，固溶热处理温度为950-1080℃，保温时间为1-10min，最后一个道次冷加工前管材必须进行固溶热处理。

作为本发明的优选，所述第三步骤中对包壳管进行处理的最后一道工序为冷加工变形，加工后不再进行固溶热处理工序，包壳管内表面和外表面不允许进行修磨、抛光和矫直处理，最后一道次冷加工变形后包壳管内表面、外表面粗糙度均≤0.63 。

作为本发明的优选，最终冷加工成形后的包壳管经过清洗后，需要进行超声波探伤，超声波样管切槽为V型或U型，切槽深度为0.03-0.08mm，切槽宽度为0.05-0.15mm。