核電站反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件的質(zhì)量控制

張永坤　李元太　謝　琪(中廣核工程有限公司質(zhì)量監(jiān)督分部，廣東518000)

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核電站反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件的質(zhì)量控制

張永坤李元太謝琪
(中廣核工程有限公司質(zhì)量監(jiān)督分部，廣東518000)

摘要:根據(jù)反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件的制造過程及制造中存在的典型質(zhì)量問題，結(jié)合ASME、ASTM標準以及相關(guān)制造技術(shù)文件要求，闡述了反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件制造關(guān)鍵工序要求、質(zhì)量控制關(guān)鍵要點以及熱處理工藝參數(shù)的優(yōu)化。

關(guān)鍵詞:反應(yīng)堆壓力容器;鍛件;質(zhì)量控制

屬材料的高溫變形。

反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件用鋼為SA-508Gr．3Cl．1鋼，由于其屈服強度和抗拉強度高，韌性好，焊接性能好，中子輻照脆化敏感性低，成為核電鍛件使用最多的材料之一［1］。隨著核電技術(shù)的發(fā)展，加上受日本福島核電站事故的影響，核電技術(shù)的發(fā)展著眼于更為先進的第三代技術(shù)，即美國西屋公司的AP1000技術(shù)和歐洲壓水堆EPR技術(shù)。目前我國在建或待建核電站采用的技術(shù)多數(shù)為第三代技術(shù)，其安全系統(tǒng)采用“非能動”設(shè)計理念，以降低容量成本為目標，具有技術(shù)先進、安全系數(shù)高的優(yōu)點，所以核電站反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件用SA-508Gr．3Cl．1鋼有很好的發(fā)展前景［2］。

本文根據(jù)第三代核電站反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件的制造過程及制造中存在的典型質(zhì)量問題，結(jié)合ASME、ASTM等標準要求，闡述了反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件制造關(guān)鍵工序要求、質(zhì)量控制要點以及熱處理工藝參數(shù)的優(yōu)化。旨在更好的理解和應(yīng)用核電鍛件制造過程相關(guān)標準、技術(shù)要求，做好大型鍛件的質(zhì)量監(jiān)督和質(zhì)量控制。

1　壓力容器結(jié)構(gòu)

反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件用SA-508Gr．3Cl．1鋼屬于ASMEⅡ卷3級1類鋼。反應(yīng)堆壓力容器的主體鍛件結(jié)構(gòu)主要有:一體化頂蓋1個、接管段1個、筒身段1個、過渡段1個、底封頭1個、進口接管4個、出口接管2個、安注接管2個等。反應(yīng)堆壓力容器堆芯區(qū)鍛件有:接管段、筒身段、過渡段。非堆芯區(qū)鍛件有:一體化頂蓋、底封頭、進口接管、出口接管、安注管。

2　質(zhì)量控制的關(guān)鍵要點

2．1冶煉及鑄錠

冶煉及鑄錠是整個鍛件的源頭，對控制鋼的化學(xué)成分、純凈度和內(nèi)部質(zhì)量起著關(guān)鍵作用。雜質(zhì)元素越低越少，偏析就小，氣體含量就低。所以，冶煉要采用精選的優(yōu)質(zhì)原材料，堿性電爐冶煉，爐外精煉。同時，在整個澆注鋼錠過程中要進行真空處理。鋼錠水口端、冒口端要切掉足夠的量，以去除縮孔和偏析。國內(nèi)大型鍛件制造中Cr含量一般不超過0．15%，因Cr含量高容易引起脆性。堆芯區(qū)鍛件S含量不超過0．010%;非堆芯區(qū)鍛件Cu含量不超過0．06%，S含量不超過0．015%。C含量的高低對鋼的組織影響較大，尤其是對塑性、韌性影響較大。C含量為0．19%左右時，組織的綜合性能較優(yōu)異［3］。

2．2鍛造及熱處理

鍛造能夠有效消除金屬在冶煉過程中產(chǎn)生的氣孔、疏松等缺陷，優(yōu)化微觀組織結(jié)構(gòu)。SA-508Gr．3 Cl．1鋼的鍛造在高溫下進行，高溫變形過程中會發(fā)生動態(tài)再結(jié)晶。動態(tài)再結(jié)晶是否徹底，關(guān)系到奧氏體晶粒度的大小和組織的均勻性。若動態(tài)再結(jié)晶進行不完全，會帶來混晶組織，給性能帶來危害。選擇合適的鍛造溫度、鍛造變形量、鍛造變形速率等熱力參數(shù)尤為重要。

SA-508Gr．3Cl．1鋼調(diào)質(zhì)熱處理后，晶粒將會得到進一步的細化，晶粒度一般可達到6級以上，獲得較好的回火貝氏體組織，屈服強度、韌性和塑性會得到明顯的提高。淬火溫度選取940± 10℃，回火溫度在635～660℃，回火溫度不宜過高，以避免回火脆性［4］。鍛件從出爐到全部入水的時間應(yīng)盡量縮短。熱處理爐選用燃氣爐或電爐，時間和溫度應(yīng)通過設(shè)置在工件上的熱電偶進行記錄，應(yīng)至少用兩支熱電偶，一支在工件溫度最高處，一支在工件溫度最低處，熱處理保溫溫度偏差控制在±10℃。若熱處理后性能試驗不合格，除非得到批準認可，否則不允許重新熱處理。

2．3性能試樣

鍛件力學(xué)性能隨試樣取樣位置的不同而不同，取樣發(fā)生在調(diào)質(zhì)熱處理之后。SA-508Gr．3Cl．1鋼試樣取樣位置至少距熱處理端面一個壁厚，試樣的軸線距離距鍛件任何表面至少1/2壁厚，試樣長度的中線到任何表面的距離至少為一個壁厚，同一端試樣取樣要相隔180°，不同端取樣位置相差90°。在端部取樣時，若使用隔熱環(huán)，則隔熱環(huán)的長度至少為3倍的厚度。

2．4鍛件制造流程

熟悉掌握鍛件的制造流程及周期對整個鍛件的質(zhì)量控制起著很好的輔助作用。在鍛件整個制造過程中，要時刻加強實體質(zhì)量和文件質(zhì)量，做到環(huán)環(huán)相扣，無縫銜接，執(zhí)行有效。嚴格按照ASME、ASTM標準以及相關(guān)技術(shù)文件的要求執(zhí)行。圖1是目前壓力容器鍛件正常的制造流程圖。若鍛件在制造加工過程中產(chǎn)生不符合項，則需要另外考慮。此外，鍛件制造加工過程中，粗加工的尺寸應(yīng)盡可能接近成品的尺寸。

圖1　大型鍛件的正常制造流程圖Figure 1　 Regular production flow chart of heavy forgings

3　制造中典型質(zhì)量問題

目前，國內(nèi)反應(yīng)堆壓力容器大型鍛件用SA-508Gr．3 Cl．1鋼，有著良好的焊接性，屈服強度、抗拉強度高，但是低溫沖擊韌性、冷脆性仍有待提高。

經(jīng)分析上述現(xiàn)象產(chǎn)生的原因在于，調(diào)質(zhì)熱處理工藝參數(shù)不夠優(yōu)化，即淬火和高溫回火的參數(shù)選擇不合理，淬火溫度的選擇偏低，使得碳化物未能完全溶解，奧氏體中的碳和合金元素下降，淬透性降低，不利于獲得韌性好的下貝氏體組織。此外，未溶解的碳化物還能夠成為珠光體轉(zhuǎn)變的核心以及裂紋形成的核心［5］?；鼗饻囟群突鼗饡r間的參數(shù)選擇不夠優(yōu)化，回火溫度過高會引起回火脆性，尤其在660℃以上回火引起硬化而導(dǎo)致脆化?；鼗饡r間的長短對鋼種的硬度影響不大，但對沖擊韌性影響明顯，回火時間不適宜過長，最好控制在5 h內(nèi)，回火時間長晶界會產(chǎn)生碳化物使沖擊韌性降低。所以，調(diào)質(zhì)熱處理淬火選擇高溫淬火，使得碳化物完全溶解，以便獲得韌性較好的下貝氏體組織，提高沖擊韌性?；鼗饡r間不宜過長，以免碳化物在晶界處生長導(dǎo)致韌性降低。

4　結(jié)論

( 1)鍛件制造過程中，時刻加強實體質(zhì)量和文件質(zhì)量，做到環(huán)環(huán)相扣，無縫銜接，執(zhí)行文件有效、完整。嚴格按照ASME、ASTM標準以及相關(guān)技術(shù)文件的要求執(zhí)行。

( 2)鍛件鍛造過程中，會發(fā)生動態(tài)再結(jié)晶，要選擇合理的鍛造溫度、鍛造變形量、鍛造變形速率，使鍛件在鍛造過程中動態(tài)再結(jié)晶進行完全，得到大小均勻的奧氏體晶粒。

( 3)優(yōu)化調(diào)質(zhì)熱處理的工藝參數(shù)，選擇高溫淬火溫度930～950℃，使碳化物完全溶解，以便獲得沖擊韌性較好的下貝氏體組織。回火溫度選

擇在635～660℃，時間控制在5 h內(nèi)，以免碳化物在晶界處生長導(dǎo)致韌性降低。

參考文獻

［1］楊文斗．反應(yīng)堆材料學(xué)．原子能出版社，2000．

［2］賈興元．SA508Gr．3鋼鍛件調(diào)質(zhì)處理及質(zhì)量控制．熱加工，2010( 6) : 35－38．

［3］金明，劉正東，等．碳含量對508-3鋼組織和性能的影響．鋼鐵，2011( 1) : 76－79．

［4］薛永棟，趙陽磊，等．模擬焊后熱處理對SA-508Gr．3Cl．1鋼力學(xué)性能的影響．大型鑄鍛件，2012: 9－12．

［5］魏光榮，馮德誠，等．A508鋼的研究．核動力工程，1989( 3) : 74－77．

編輯杜青泉

生產(chǎn)技術(shù)

Quality Control of Heavy Forgings for

Reactor Pressure Vessel of Nuclear Power Plant

Zhang Yongkun，Li Yuantai，Xie Qi

Abstract:According to the manufacturing procedure of heavy forgings for reactor pressure vessel of nuclear power plant and the typical quality issues appeared during the manufacturing process，by combining ASME and ASTM specifications，as well as the relevant technical requirements for manufacturing，the key requirements of manufacturing process for reactor pressure vessel，the key points of quality control and the optimization of heat treatment parameters have been described．

Key words:reactor pressure vessel; forgings; quality control

作者簡介:張永坤( 1982—)，男，工程師，碩士，主要研究方向:金

收稿日期:2015—04—20

文獻標志碼:B

中圖分類號:TG316．1+93