System.ArgumentOutOfRangeException: 索引和长度必须引用该字符串内的位置。 参数名: length 在 System.String.Substring(Int32 startIndex, Int32 length) 在 zhuanliShow.Bind() 一种核电站紧固件用超合金的制造方法技术_技高网

一种核电站紧固件用超合金的制造方法技术

技术编号:40969259 阅读:4 留言:0更新日期:2024-04-18 20:50
本发明专利技术涉及一种核电站紧固件用超合金的制造方法,包括原料准备;真空感应VIM冶炼;真空自耗冶炼;锻造;超声波探伤;轧制;固溶热处理;酸洗。本发明专利技术涉及一种核电站紧固件用超合金的制造方法,造出的超合金更耐熔盐腐蚀、更耐晶间腐蚀、具有更优抗辐照性能、更耐高温高压、使用寿命更长,能完全满足第四代核电站紧固件的使用要求,可广泛应用于气冷快堆、铅合金液态金属快堆、熔盐反应堆、液态钠冷快堆、超高温气冷堆、超临界水冷堆等核电站建设。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及特种合金材料领域,具体涉及一种核电站紧固件用超合金的制造方法


技术介绍

1、全球各国正在加大第四代核电技术的开发与建设,与第三代压水堆核电站相比,第四代核电技术更加具有安全性、安全性、长寿命等特点和热效率更高、核辐射更小的优势。第四代核电系统主要有气冷快堆、铅合金液态金属快堆、熔盐反应堆、液态钠冷快堆、超高温气冷堆、超临界水冷堆等。

2、核电站用紧固件的应用场合主要有:

3、反应堆压力容器主螺栓、蒸发器主螺栓、稳压器主螺栓、核主泵主螺栓等,主要作用为部件间紧固、连接与密封。核电站用紧固件长期承受高温、高压、核辐射、盐腐蚀等恶劣工作条件,对紧固件高温强度、表面硬度、耐磨性能、冲击韧性、抗核辐射性能、抗高温热腐蚀性能、抗盐腐蚀性能等,有非常高的要求。

4、反应堆压力容器主螺栓,核安全等级一级,是反应堆压力容器法兰和顶盖的重要部件,长期处于高温(350℃)高应力的工作状态,同时还是压力容器中疲劳累积系数最高的部件。

5、核反应堆核主泵位于核岛一回路系统,用于驱动冷却剂在反应堆冷却剂系统内循环流动,并将热水泵入蒸发器转换热能,是核电运转控制水循环的关键,每个蒸汽发生器有一个主泵。核反应堆核主泵是核电站最关键的核岛主设备之一,是反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转的设备。主泵泵壳是主泵的核心承压部件,一般设计寿命60年。

6、核主泵主螺栓,核安全等级一级,连接泵体和定子端盖,用来防止一回路辐射水泄露。核主泵螺栓应具备良好的纯净度、致密度、成分和性能均匀性,在中高温度下具有优良的力学性能(强度、塑性、冲击韧性、断裂韧性等)、冶金质量及良好的耐蚀性、焊接性和抗辐照的性能(中子辐照脆化敏感性低)、热稳定性、加工性等。核反应堆核主泵泵壳与密封盖、泵壳与泵盖的连接均需要使用主螺母和主螺栓。

7、核主泵用紧固件长期处于高温(300℃)、高压(15.5-21mpa)、高湿、辐射等恶劣工作环境中,其安全等级最高,质量要求严苛。

8、核电站稳压器是核电站核岛重要部件,核电站稳压器支撑与加固部件需要使用紧固螺母和螺栓,属核一级。

9、核反应堆蒸汽发生器是一回路主设备,又是二回路主设备,所以被称为一、二回路的枢纽。核反应堆蒸汽发生器主螺栓,将密封盖环形支撑面用螺栓进行紧固密封。停堆维护时密封盖起隔绝反应堆一回路与蒸汽发生器水箱的作用。

10、核电站核一级紧固件目前普遍采用高强度合金结构钢40ncdv7-03、马氏体不锈钢20cr13、奥氏体不锈钢s30403等。

11、高强度合金结构钢40ncdv7-03用于核电站紧固件,主要有以下缺点:

12、1)耐腐蚀性能差,耐熔盐腐蚀性能、耐冷却剂腐蚀性能都不如不锈钢。

13、2)高温强度不足,350℃下,其高温强度仅为不锈钢的一半。

14、3)塑性差,微裂纹易扩展,零部件易失效。

15、4)抗辐射能力差。

16、马氏体不锈钢20cr13用于核电站紧固件,主要有以下缺点:

17、1)高温下晶粒易长大,紧固件尺寸发生变化,紧固力下降。

18、2)高温下易析出脆性相而失效,带来安全隐患。

19、3)马氏体不锈钢强度高,塑性低,加工难度大。

20、奥氏体不锈钢s30403用于核电站紧固件,主要有以下缺点:

21、1)易析出碳化物,降低抗晶间腐蚀性能。

22、2)耐熔盐腐蚀性能不足,使用寿命不足。


技术实现思路

1、为解决现有技术中存在的技术问题,本专利技术提供了一种核电站紧固件用超合金的制造方法,以将一种新型超合金用于第四代核电站紧固件。

2、为达到上述目的,本专利技术的技术解决方案如下:

3、一种核电站紧固件用超合金的制造方法,包括以下步骤:

4、步骤一,原料准备;

5、步骤二,真空感应vim冶炼;

6、步骤三,真空自耗冶炼,分为准备阶段、起弧阶段、熔炼阶段和热封顶阶段;

7、步骤四,锻造,采用自耗锭加热工艺;

8、步骤五,超声波探伤;

9、步骤六,轧制;

10、步骤七,固溶热处理;

11、步骤八,酸洗。

12、作为优选的技术方案,在步骤一中,选用低碳、低铝、低磷、低硫合金原料,包括金属铬、金属钼、电解镍、纯铁、结晶硅、电解锰,原料如果受潮,则将水分烘干再使用,金属铬、金属钼、结晶硅和电解锰的烘烤温度为200-300℃,烘烤时间2-4小时,电解镍、纯铁的烘烤温度为400-500℃,烘烤时间2-4小时。

13、作为优选的技术方案,在步骤三中,准备阶段,清理结晶器内壁,装入辅助电极和结晶器,将自耗电极吊入结晶器,矫正自耗电极位置,使自耗电极位于结晶器中心,结晶器底面放置同材质金属颗粒引弧剂;封闭炉体,启动真空系统,真空度≤0.1pa后,将自耗电极焊接在辅助电极上,焊接完成后,拉起自耗电极,启动真空系统,真空度≤0.1pa后,开始起弧冶炼。

14、作为优选的技术方案,在步骤三中,起弧阶段,调整自耗电极与结晶器底部引弧剂的距离在20-30mm,开始通电起弧,起弧电流1000a逐步升高到电流3000a,起弧电压控制在20-30v,加强磁场搅拌,形成深度适中的稳定熔池。

15、作为优选的技术方案,在步骤三中,熔炼阶段,电流从3000a逐步升高到8000a,用时30分钟,然后以最大功率重熔电极,保持电流、电压稳定。

16、作为优选的技术方案,在步骤三中,热封顶阶段,自耗电极剩200mm时开始补缩,电流逐步下降至2000a,时间为20分钟。

17、作为优选的技术方案,在步骤三中,热封顶阶段后,真空下模冷150分钟,锭温低于400℃时脱模,自耗锭外表面用车床剥皮,自耗锭头尾各取1个成份分析样。

18、作为优选的技术方案,在步骤六中,轧制棒材或轧制盘条时安排固溶热处理,固溶温度1010-1060℃,保温时间为1.2*d分钟且不低于60分钟,d为外径,单位为mm,保温完成后出炉水冷,在3分钟内将轧制棒材或轧制盘条冷却至100℃以下。

19、作为优选的技术方案,按本方法制造出的核电站紧固件用超合金的成分如下表:

20、

21、

22、与现有技术相比,本专利技术的有益效果为:

23、本专利技术的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,造出的超合金比合金结构钢核电站紧固件40ncdv7-03高温强度更高、耐腐蚀性能更好、抗辐照能力更强;比马氏体不锈钢20cr13核电站紧固件尺寸稳定性更好、紧固力更大、没有高温脆性、加工性能更好;比奥氏体不锈钢s30403核电站紧固件抗晶间腐蚀性能更好、抗熔盐腐蚀性能更优,可以完全满足第四代核电站紧固件的使用要求,并且能广泛应用于气冷快堆、铅合金液态金属快堆、熔盐反应堆、液态钠冷快堆、超高温气冷堆、超临界水冷本文档来自技高网...

【技术保护点】

1.一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,所述方法包括以下步骤:

2.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,在所述步骤一中,选用低碳、低铝、低磷、低硫合金原料,包括金属铬、金属钼、电解镍、纯铁、结晶硅、电解锰,原料如果受潮,则将水分烘干再使用,金属铬、金属钼、结晶硅和电解锰的烘烤温度为200-300℃,烘烤时间2-4小时,电解镍、纯铁的烘烤温度为400-500℃,烘烤时间2-4小时。

3.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,在所述步骤三中,准备阶段,清理结晶器内壁,装入辅助电极和结晶器,将自耗电极吊入结晶器,矫正自耗电极位置,使所述自耗电极位于结晶器中心,结晶器底面放置同材质金属颗粒引弧剂;封闭炉体,启动真空系统,真空度≤0.1Pa后,将自耗电极焊接在辅助电极上,焊接完成后,拉起自耗电极,启动真空系统,真空度≤0.1Pa后,开始起弧冶炼。

4.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,在所述步骤三中,起弧阶段,调整自耗电极与结晶器底部引弧剂的距离在20-30mm,开始通电起弧,起弧电流1000A逐步升高到电流3000A,起弧电压控制在20-30V,加强磁场搅拌,形成深度适中的稳定熔池。

5.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,在所述步骤三中,熔炼阶段,电流从3000A逐步升高到8000A,用时30分钟,然后以最大功率重熔电极,保持电流、电压稳定。

6.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,在所述步骤三中,热封顶阶段,自耗电极剩200mm时开始补缩,电流逐步下降至2000A,时间为20分钟。

7.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,在所述步骤三中,热封顶阶段后,真空下模冷150分钟,锭温低于400℃时脱模,自耗锭外表面用车床剥皮,自耗锭头尾各取1个成份分析样。

8.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,在所述步骤六中,轧制棒材或轧制盘条时安排固溶热处理,固溶温度1010-1060℃,保温时间为1.2*D分钟且不低于60分钟,D为外径,单位为mm,保温完成后出炉水冷,在3分钟内将轧制棒材或轧制盘条冷却至100℃以下。

9.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,按所述方法制造出的核电站紧固件用超合金的成分如下表:

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【技术特征摘要】

1.一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,所述方法包括以下步骤:

2.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,在所述步骤一中,选用低碳、低铝、低磷、低硫合金原料,包括金属铬、金属钼、电解镍、纯铁、结晶硅、电解锰,原料如果受潮,则将水分烘干再使用,金属铬、金属钼、结晶硅和电解锰的烘烤温度为200-300℃,烘烤时间2-4小时,电解镍、纯铁的烘烤温度为400-500℃,烘烤时间2-4小时。

3.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,在所述步骤三中,准备阶段,清理结晶器内壁,装入辅助电极和结晶器,将自耗电极吊入结晶器,矫正自耗电极位置,使所述自耗电极位于结晶器中心,结晶器底面放置同材质金属颗粒引弧剂;封闭炉体,启动真空系统,真空度≤0.1pa后,将自耗电极焊接在辅助电极上,焊接完成后,拉起自耗电极,启动真空系统,真空度≤0.1pa后,开始起弧冶炼。

4.根据权利要求1所述的一种核电站紧固件用超合金的制造方法,其特征在于,在所述步骤三中,起弧阶段,调整自耗电极与结晶器底部引弧剂的距离在20-30mm,开始通电起弧,起弧电流1000a逐步升高到电流3000a,起弧电压控制在20-30v...

【专利技术属性】
技术研发人员:刘尚潭汪晶丁奇
申请(专利权)人:上海康晟航材科技股份有限公司
类型:发明
国别省市:

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