【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及一种，具体涉及一种核聚变反应堆支撑结构用奥氏体不锈钢大型锻件组织控制方法。
技术介绍
国际热核聚变实验堆(ITER)计划是当今世界科技界为解决人类未来能源问题而开展的重大国际合作计划，该计划中反应堆(托克马克装置)支撑结构采用316LN奥氏体不锈钢材料，单个支撑件重量约为14吨左右，晶粒度要求2 3级或更细，并且要求无混晶。目前，国内外对于此种材料大型锻件均采用自由锻造方式。具体锻造工艺的制定，通常是根据钢种特性、热塑性图、再结晶行为、变形抗力等来确定其合适锻造温度区间。而后根据钢锭重量、钢锭形状尺寸、锻件形状尺寸以及锻件技术要求来确定总锻比；最后根据大型锻件锻造工艺理论，确定锻造火次、变形工序、分锻比等参数。上述的现有，主要考虑铸态组织充分破碎和锻透性的要求，通常锻造晶粒度只能达到I级，但是混晶现象非常严重，达不到核聚变反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件的组织要求。
技术实现思路
为了克服现有的上述不足，本专利技术提供一种，本专利技术的控制方法消除大型锻件的混晶组织，将大型锻件的晶粒度等级控制在2 3级。本，首先锻造实行晶粒组织均匀性控制。首先采用始锻温度...
【技术保护点】
一种核反应堆用奥氏体不锈钢大型锻件组织的控制方法，它包括下述依次的步骤：Ⅰ??滚圆将圆形电渣锭的锻件加热到1210±10℃，出炉在自由锻机滚圆，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；Ⅱ??倒棱将锻件加热到1195±10℃，出炉在自由锻机倒棱，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；Ⅲ??镦粗将锻件加热到1180±10℃，出炉在自由锻机镦粗，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；Ⅳ??拨长将锻件加热到1170±10℃，出炉在自由锻机将镦粗的锻件拨长，锻件温度降到920±20℃时，停止锻造；Ⅴ??镦粗将锻件加热到1160℃，出炉在自由锻机将拨长的锻件镦粗，锻件温度降到920...
【技术特征摘要】
【专利技术属性】
技术研发人员：曾莉，王岩，苗华军，郝文慧，舒玮，李阳，
申请(专利权)人：太原钢铁集团有限公司，
类型：发明
国别省市：
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