核电压力容器用大壁厚锻件高强韧化热处理工艺方法技术

本发明专利技术涉及一种核电压力容器用大壁厚锻件的高强韧化热处理工艺方法，其特征在于：所述锻件材质为16MND5或SA508Gr.3Cl.1，厚度为260mm至600mm；该方法包括以下步骤:(1)淬火：将锻件加热升温至870～920℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时，之后出炉水冷；(2)亚温淬火：将锻件加热升温至730～780℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时，之后出炉水冷；(3)回火：将锻件加热至620～650℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～2.2小时，之后出炉空冷。使用该工艺方法处理的核电压力容器用大壁厚锻件，能够实现较优的强韧性匹配。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及一种热处理方法，具体涉及一种提高核电压力容器用260mm至600mm大壁厚锻件韧性的性能热处理工艺方法。
技术介绍
随着我国能源需求的持续增长，核电在我国已经进入了批量化发展与技术更新换代并举的新阶段。到2020年，中国将新投产核电装机容量约2300万千瓦，也就是说将有230个百万千瓦级核电机组投入运营，并网发电。随着核电装备向大容量、高参数、高效率、高可靠性、负荷适应性和经济性方向发展，对其关键大型锻件的综合性能要求越来越高。超大壁厚，例如CAP1400RPV接管段法兰端粗加工壁厚达到577mm，接管孔位置粗加工厚度达到了328mm，异形件优异的强韧性是对大型锻件提出的苛刻要求。以CAP1400RPV压力容器为例，堆芯区锻件的屈服强度要求：＞345MPa，抗拉强度要求：550-725MPa，同时要求RTNDT≤-25℃，如此高的强度和低温韧性要求，基本达到了材料极限，这就对锻件制造特别是性能热处理提出了更高的要求。压水堆核电压力容器锻件主要本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核电压力容器用大壁厚锻件的高强韧化热处理工艺方法，其特征在于：所述锻件材质为16MND5或SA508Gr.3Cl.1，厚度为260mm至600mm；该方法包括以下步骤:(1)淬火：将锻件加热升温至870～920℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时，之后出炉水冷；(2)亚温淬火：将锻件加热升温至730～780℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～3小时，之后出炉水冷；(3)回火：将锻件加热至620～650℃之间保温，保温时间为每100mm壁厚保温2～2.2小时，之后出炉空冷；所述热处理工艺方法能够显著提高16MND5或SA508Gr.3Cl.1锻件的冲击功和锻件实际无...

【技术特征摘要】
1.一种核电压力容器用大壁厚锻件的高强韧化热处理工艺方法，其
特征在于：所述锻件材质为16MND5或SA508Gr.3Cl.1，厚度为260mm至
600mm；该方法包括以下步骤:
(1)淬火：将锻件加热升温至870～920℃之间保温，保温时间为每
100mm壁厚保温2～3小时，之后出炉水冷；
(2)亚温淬火：将锻件加热升温至730～780℃之间保温，保温时间
为每100mm壁厚保温2～3小时，之后出炉水冷；
(3)回火：将锻件加热至620～650℃之间保温，保温时间为每100mm
壁厚保温2～2.2小时，之后出炉空冷；
所述热处理工艺方法能够显著提高16MND5或SA508Gr.3Cl.1锻件的
冲击功和锻件实际无延性断裂温度RTNDT。
2.如权利要求1所述的核电压力容器用大壁厚锻件的高强韧化热处
理工艺方法，其特征在于：步骤(1...

【专利技术属性】
技术研发人员：赵德利，张文辉，任利国，李家驹，
申请(专利权)人：天津重型装备工程研究有限公司，中国第一重型机械股份公司，
类型：发明
国别省市：天津;12