核电站用锻造主管道制造工艺评定方法技术

本发明专利技术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，本发明专利技术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。

Assessment Method for Manufacturing Technology of Forging Main Pipe for Nuclear Power Station

The invention relates to the technical field of large forgings manufacturing and production for nuclear power plants, in particular to a method for evaluating the manufacturing process of forging main pipes for nuclear power plants, including the following steps: designing and manufacturing a comprehensive evaluation piece, which comprises a connected straight pipe section and a first elbow, and the straight pipe section of the comprehensive evaluation piece is provided with straight pipe nozzles and inclined pipe nozzles; The straight pipe segment of the fittings is bent into a second elbow, and the test materials are intercepted at the straight pipe nozzle and the oblique pipe nozzle and the second elbow of the comprehensive evaluation fittings respectively; all the test materials are intercepted and tested for mechanical and physical and chemical properties, and the fluctuating ranges of mechanical and physical and chemical properties of different samples are compared. The inspection method of the invention can not only fully verify the manufacturer of the main pipe, but also verify the manufacturer of the main pipe. The skill level can also save cost effectively.

【技术实现步骤摘要】
核电站用锻造主管道制造工艺评定方法
本专利技术涉及核电大型锻件制造生产
，具体涉及一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法。
技术介绍
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。
技术实现思路
本专利技术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，本专利技术采用的技术方案是：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。进一步的，在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴的端部和根部分别截取试样环，在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴马鞍座位置四个象限分别截取试料。进一步的，所述综合评定件的直管嘴/斜管嘴端部截取的试样环环面贴近并平行其外侧端面；所述综合评定件的直管嘴/斜管嘴根部截取的试样环环面贴近其所连接的直管段并与其轴心线相平行。进一步的，所述综合评定件的长度不小于所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中任意一者的长度；所述综合评定件的直管段的外径为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中直管段的最大外径；所述综合评定件的直管段的壁厚为所述冷段主管道和所述热段主管道中直管段的最大壁厚。进一步的，所述综合评定件的直管嘴外径/长度为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道上所有直管嘴中最大的外径/长度；所述综合评定件的斜管嘴外径/长度为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道上所有斜管嘴中最大的外径/长度。进一步的，所述综合评定件上的直管嘴和斜管嘴其轴心线异面。进一步的，所述综合评定件上的直管嘴的壁厚为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中直管嘴的最大壁厚；所述综合评定件上的斜管嘴的壁厚为所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中斜管嘴的最大壁厚。进一步的，所述综合评定件的第一弯头的弯曲角度为所述冷段主管道和所述热段主管道中的最大弯曲角度，每个所述试料上自外壁至内壁截取至少两个试样。进一步的，每个所述试料沿壁厚方向分三层取样，取样位置分别为1/4壁厚处、1/2壁厚处和3/4壁厚处。进一步的，所述综合评定件使用的炼钢工艺、锻造工艺及热处理工艺与所述冷段主管道、所述热段主管道以及所述过渡段主管道的相应制造工艺相同；所述综合评定件使用的钢锭类型与所述冷段主管道、所述热段主管道以及所述过渡段主管道使用的钢锭类型相同；所述综合评定件使用的钢锭重量不小于所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道这三者中的任意一者所使用的钢锭重量。采用以上技术方案后，本专利技术与现有技术相比具有如下优点：本专利技术通过设计集合了冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道所有制造难点的综合评定件，相比制造多个评定件，可以大大减少制造工期，降低检验成本；另外，本专利技术通过在综合评定件中选择具有代表性的位置解剖检验，可以验证整个综合评定件的制造工艺，也即验证了主管道的制造水平。附图说明附图1为本专利技术实施例中冷段锻管一种视角的结构示意图；附图2为本专利技术附图1中冷段锻管另一种视角的结构示意图；附图3为本专利技术实施例中热段锻管一种视角的结构示意图；附图4为本专利技术附图3中热段锻管另一种视角的结构示意图；附图5为本专利技术实施例中综合评定件去掉直管段后的取样示意图；附图6为本专利技术实施例中综合评定件上直管嘴部位的取样示意图；附图7为本专利技术实施例中切取直管段弯制成的第二弯头的取样示意图。其中，100、冷段锻管；200、热段锻管；300、综合评定件；1、直接管嘴；2、斜接管嘴。具体实施方式下面结合附图及实施例对本专利技术作进一步说明。核电站用锻造主管道包括冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道。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：（1）设计制作综合评定件，综合评定件包括直管段及与之连接的第一弯头，综合评定件的直管段上设有直管嘴和斜管嘴，综合评定件为整体锻造成形，综合评定件的直管段和第一弯头为实心锻造或空心锻造，接管嘴为实心锻造，而后加工成空心，第一弯头采用热弯或冷弯；本专利技术的综合评定件集合了冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道的所有制造难点，综合评定件的设计具体如下：综合评定件的长度不小于冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道中任意一者的长度；综合评定件的外径为冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道的最大外径；综合评定件的壁厚为冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道的最大壁厚。直管嘴和斜管嘴的尺寸越大，则制造难度越大。综合评定件的直管嘴外径/长度为冷段主管道、热段主管道和过渡段主管道上所有直管嘴中最大的外径/长度；本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一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，其特征在于，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。

【技术特征摘要】
1.一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，其特征在于，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。2.根据权利要求1所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴的端部和根部分别截取试样环，在所述综合评定件的直管嘴和斜管嘴马鞍座位置四个象限分别截取试料。3.根据权利要求2所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：所述综合评定件的直管嘴/斜管嘴端部截取的试样环环面贴近并平行其外侧端面；所述综合评定件的直管嘴/斜管嘴根部截取的试样环环面贴近其所连接的直管段并与其轴心线相平行。4.根据权利要求1所述的一种核电站用锻造主管道制造工艺评定方法，其特征在于：所述综合评定件的长度不小于所述冷段主管道、所述热段主管道和所述过渡段主管道中任意一者的长度；所述综合评定件的直管段的外径为所述冷段主管道、所述热段主管...

【专利技术属性】
技术研发人员：赵东海，张绍军，刘钊，梁书华，阚玉琦，吴洪，杨文彬，张文中，
申请(专利权)人：苏州热工研究院有限公司，中国广核集团有限公司，中国广核电力股份有限公司，
类型：发明
国别省市：江苏,32