【技术实现步骤摘要】
本技术属于锻造
，尤其是涉及一种核反应堆压力容器接管安全端不锈钢锻件。
技术介绍
近年来，随着我国核电事业的发展，不锈钢锻件由于具有较高的抗腐蚀性和力学性能，应用越来越广泛，由于具有优良的性能，在核电领域具有广泛的应用。不锈钢与碳素结构钢、合金结构钢的锻造性能相比具有导热率低、锻造温度范围窄、过热敏感性强、高温下抗力大、塑性低。现有的大型不锈钢锻件锻造难度大，质量难以控制，主要存在以下问题:在钢锭加热锻造过程中不能与含碳物质接触，不能在过分的氧化性气氛中加热，当火焰直接喷射到钢锭表面，产生局部过热过烧和裂纹等缺陷，锻造温度范围窄，锻造火次多等。
技术实现思路
为了解决以上存在的技术问题，本技术的目的是:提供一种锻造质量好、性能稳定的核反应堆压力容器接管安全端不锈钢锻件。本技术的技术方案是:包括不锈钢钢锭和碳钢钢板，在不锈钢钢锭的外围采用厚度20-40mm碳钢钢板包裹。本技术的有益效果是:本技术解决了燃气直接喷射在不锈钢钢锭表面，避免产生局部过热过烧和裂纹；锻造过程中避免了上下砧直接和不锈钢钢锭接触，避免局部降温快、变形抗力大、易产生大的锻造裂纹；解决了不锈钢锻造范围窄、锻造时间短的问题，减少了不锈钢钢锭表面降温快，解决了不锈钢钢锭降温变形阻力大、不易锻造等缺点；减少了锻造火次，降低了能耗。附图说明图1为本技术的结构示意图；图2为锻件产品图。具体实施方式从图1所示本技术的结构示意图可以看出，本技术包括不锈钢钢锭I和碳钢钢板2，在加热、镦粗、冲孔、扩孔、拔长整个过程在不锈钢钢锭I的外围采用厚度20-40_碳钢钢板2包裹。为了控温更精确，加热均匀，采用天然气...
【技术保护点】
一种核反应堆压力容器接管安全端不锈钢锻件，其特征是：包括不锈钢钢锭（1）和碳钢钢板（2），在所述不锈钢钢锭（1）的外围采用厚度20?40mm碳钢钢板（2）包裹。
【技术特征摘要】
【专利技术属性】
技术研发人员：赵兴印，吴庆会，李玲，洪维健，尹伟，岳元军，
申请(专利权)人：泰安市山口锻压有限公司，
类型：实用新型
国别省市：
还没有人留言评论。发表了对其他浏览者有用的留言会获得科技券。