[发明专利]反应堆压力容器筒体法兰接管段整体锻造成型方法

说明书

本发明公开了一种反应堆压力容器筒体法兰接管段整体锻造成型方法，其步骤：⑴钢锭加热并将其压成八棱柱钢坯；⑵锻坯下料：对上述八棱柱钢坯切剁头尾成八棱柱锻坯；⑶锻坯镦拔：对锻坯镦粗拔长；⑷镦粗滚圆：将锻坯镦粗并滚压成短圆柱锻坯；⑸周向号印分料：在短圆柱锻坯两端分别切剁出两道号印分料槽；⑹滚圆压肩：形成中段带有凸圈的接管坯料；⑺轴向号印分料：切剁出沿轴向布置的四道轴向分料槽；⑻圆压裙边；⑼号分裙边凸台：使之在裙边接管坯料上形成四段凸台；⑽冲压主孔；⑾扩孔成形；⑿整形扩孔；⒀冲压接管孔；⒁锻后热处理；⒂坯件粗加工；⒃淬火处理；⒄调质处理；⒅成品加工。该方法实现整体锻造成型，组织均匀密实、金属流线完整。

技术领域

本发明涉及一种核电大型结构件的锻造成型工艺，尤其涉及反应堆压力容器(简称RPV) 壳体的筒体法兰接管段的整体锻造成型工艺方法。

背景技术

核电是一种清洁、安全的能源，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，其环境影响小；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。

反应堆压力容器(简称RPV)在整个压水堆核电站核岛核岛一回路处于核心地位,属于核安全一级设备。其主要作用是固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限制在一个密封的空间内进行，它和蒸汽发生器、冷却剂泵以及一回路管道等共同构成反应堆冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。反应堆压力容器长期在高温、高压和中子辐照的条件下工作，并且在核反应装置运行寿命周期内不可更换，因此，反应堆压力容器用钢必须具备各种特殊性能和要求，比如良好的低温韧性、低的无塑性转变温度、中子辐照脆化小等特性。

反应堆压力容器壳体从上到下通常由筒体法兰接管段、接管筒体、进出口接管、堆芯筒体、过渡段和球形下封头等锻件组焊、联结构成整体，容器内表面堆焊奥氏体不锈钢。其中筒体法兰接管段处于压力容器的顶盖锻件的下面，是一回路压力边界内重要的核一级部件，其完整性对核动力设备的安全运行意义重大。

反应堆压力容器筒体法兰接管段包括有筒体部分，以及位于筒体筒壁上的四个接管嘴，属于超大型块状构件，锻造难度非常大。由于受制造技术和制造工艺的限制，现有的筒体法兰接管段是将四个接管沿筒体径向逐个地将其拼接焊接到筒体的筒壁上的，这种研制工艺简单易行，但由于部件上存在四条环形焊缝，降低了筒体法兰接管段的安全性，同时增加了在役检查的工作量。尽管随着材料科学的发展，焊接材料的性能得到了很大的提高，焊接新工艺也层出不穷，但其通过拼接而焊接的结构总是不能形成完整的金属流线，由于核反应堆压力容器筒体处于极其恶劣的运行环境中，且长期工作在高温、高压和中子辐照的条件下，这种拼接结构极容易产生疲劳、蠕变和损坏，带来非常危险的安全问题，限制了核电的发展；并且焊接工艺十分复杂、焊接周期长，复杂应力区质量稳定性差，直接造成成品率低，制造成本大幅上升。因此反应堆压力容器筒体法兰接管段采取整体锻造工艺虽在制造上具有极大的难度，但对其保证核电的使用安全性，减少在役检查的工作量，以及提高锻件组织性能稳定性和产品合格率，降低制造成本均有着非常重要的意义。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是提供一种反应堆压力容器筒体法兰接管段整体锻造成型方法，它不仅能实现筒体法兰接管段的整体锻造成型，而且锻件组织均匀密实、金属流线完整、锻件纤维组织和外形更趋一致。

为了解决上述技术问题，本发明的反应堆压力容器筒体法兰接管段整体锻造成型方法，其整体锻造成型方法包括以下步骤：

⑴钢锭加热：将钢锭送至加热炉中加热至580℃—620℃，保温3小时，再以55℃/h—60℃/ h的加热速度加热至830℃—870℃，保温4小时；再以78℃/ h—82℃/ h加热速度加热至1130℃—1170℃，保温4小时；再以78℃/ h—82℃/ h加热速度加热至1210℃—1240℃，保温1小时；从加热炉中取出锭钢并将其压成八棱柱钢坯；