大型核电机组MSR接管锻件国产化工艺改进研究

大型核电机组MSR接管锻件国产化工艺改进研究

周永良薛辉

山东电力工程咨询院有限公司山东济南250000

摘要：某大型核电机组常规岛设备是通过引进消化吸收国外三代技术的基础上开展的设计实践，同时也面临关键技术问题攻关及国产化要求，主蒸汽进出口接管锻件作为MSR关键部件，单体尺寸相对较大。在国外设计制造成熟产品，但国内锻件的化学成分控制、热处理工艺等工艺细节过程尚需改进，以满足技术文件的性能要求。本文研究了某大型核电MSR蒸汽进/出口接管锻件制作工艺，并与某供应商一起合作对首次制作的接管锻件不符合原因进行分析，对比其他核电项目类似产品工艺参数后，通过多次工艺性验证试验进行工艺参数确认，结合性能试验数据，对其生产过程工艺进行了针对性改进，通过小批量验证分析结果的可行性，制定出接管锻件的工艺改进措施，制造出符合的产品。

关键词：汽水分离再热器（MSR）；接管锻件；碳当量控制；热处理工艺优化；机械性能检验

1前言

某大型核电汽轮机组常规岛设备是通过引进消化吸收国外三代技术的基础上开展的设计实践，同时也面临关键技术问题攻关及国产化要求，主蒸汽进出口接管锻件作为MSR关键部件，材质SA-350LF2CL2，单体尺寸?2400×?1605/?1422×505，壁厚95mm，与MSR筒体连接形式采用焊接。在高温、高压的工作状态下，其质量直接影响到设备的可靠性和安全性，故要求其具有较好的机械性能，可焊性。

2首次投料情况

2.1产品性能要求

2.1.1化学成分技术要求

主要化学成分技术要求：①熔炼分析Cr+Cu+Mo+Ni≤0.70%；②熔炼分析Cr+Mo≤0.32%；③熔炼分析最大碳当量CE=C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+(Ni+Cu)/15≤0.48%，且应满足SA-350M2010版补充要求S6。

2.1.2机械性能技术要求（参见SA-350M2010版）。

2.2初次投料工艺准备

2.2.1化学成分控制本次投料的接管成分控制参见表1：

图1接管锻件的投料尺寸图

（2）模具的设计根据零件形状及锻造过程中金属流动特性进行模具设计，减小锻件毛净比，尽可能保留零件金属流线，提高零件性能。锻造模具分两部分，一部分是用模具进行制坯，另一部分对法兰进行弯曲成形。并对锻造过程进行数值模拟，确保锻造过程顺利进行。

（3）热态弯曲成形过程使用Deform软件有限元计算模拟，进行接管锻造过程的弯曲温度和压力环境模拟，模拟了接管在不同温度（650℃、950℃、1050℃），当壁厚达到工艺尺寸时，上模和模芯进行弯曲成形所受最大压力，并根据模拟结果制定加热工艺规程。

通过模拟可知，弯曲温度越高，弯曲所需压力越小，结合该材料特征，在锻造比较小的情况下加热温度不宜超过950℃，参见图2，故拟定弯曲前加热温度定为900±10℃。

图3首次投料热处理工艺曲线图

2.2.4初次投料工艺流程（如图4）

2.3初次投料性能试验的结果

本项目此次订单共计16件接管锻件首次投料4件，产品按照批准的工艺完成生产。

2.3.1成品化学分析

成品化学分析的具体结果如下，见表2：

3不符合原因分析

3.1初步原因分析

初次投料的4件接管锻件首次性能热处理后的室温拉伸强度实测值均达不到SA-350M的抗拉强度要求，通过与往期类似核电项目接管锻件产品抗拉强度实测结果对比，主要原因是工艺策划阶段忽略了往期类似核电项目接管锻件技术条件与本项目的产品技术条件的碳当量差异（参见表4），事实证明对于SA-350LF2CL2材质与国内16Mn钢成分和相应力学性能的微小差别未引起足够重视，生产过程中以往生产经验没有同现在的技术规范严密结合，导致材料的碳当量控制水平偏低（碳当量在0.41-0.43），最终造成强度不满足技术要求。

3.2第一次重新热处理验证

由于接管锻件化学成分无法改变，返工过程中主要采用延长淬火加热时间、降低水温提高冷却速度的方法增加锻件的淬火冷却效果，采用降低淬火水温，加强冷却介质循环搅拌。主要是淬火保温时间由原来的≥4小时，变为≥6小时，回火保温时间由原来的≥4小时，变为≥5小时。

结果事实证明，重新热处理后性能仍不合格进行报废处理。分析认锻件热处理壁厚较大，单纯的增加加热时间，降低水温仍无法满足该碳当量水平锻件的冷速要求。

3.3第二次重新热处理验证

根据前面的重新热处理后的性能检测结果，重新采取减薄热处理壁厚和降低水温以提高锻件淬火冷速的改进措施。接管热处理前增加了机加工工序，以减小接管的热处理壁厚，提高锻件淬火冷速，其余工艺流程不变。

结果事实证明，性能试验数据结果较以前平均抗拉强度提高20MPa。

3.4小结

初次投料的接管锻件性能检测数据不符合的主要原因是碳当量偏低导致性能下降。结果事实证明，采取减薄热处理壁厚和降低水温以提高锻件淬火冷速的热处理改进措施能使平均抗拉强度提高20MPa左右。

4工艺改进措施与验证试验

4.1工艺改进措施的制定

基于3.1的描述，拟定将重新投料的接管锻件的碳当量控制在0.45-0.48，预计化学成分调整后参照以往项目抗拉强度指标会达到480-520MPa之间，接管锻件具体调整后的化学成分控制，调整Mn、Cr含量百分比。

4.2热处理工艺优化

4.2.1参照4.1通过调整化学成分调整碳当量的措施，预估可提高抗拉强度约50MPa，同时确定3.3可提高20MPa，即抗拉强度范围将会在530MPa以上。强度指标提高之后会带来塑性降低，塑性指标会降低至多少、能不能满足要求还需后续热处理工艺进行适当调整，通过4.2.1的试验验证热处理工艺的合理性。在强度指标富裕的情况下，热处理回火温度和回火时间应进行提高和延长，控制强度在520-550MPa将会非常稳定的塑韧性指标，能够达到最佳的强度和韧性均衡的综合机械性能。

4.2.2工艺优化试验验证

在按照调整化学成分的二次投料钢锭上制

取试样，按900℃×4h+640℃×5h的工艺。分别采取不同冷却速度：①4h冷至60℃；②35min冷至30℃；③12min冷至室温，然后按625℃×8h进行模拟焊后工艺。由以上冷却时间可看出，35min冷却至30℃的冷却速率比较接近初次投料的接管锻件实际的冷却时间和冷却速率。工艺优化试验后的机械性能见表5。

4.3工艺流程优化

经过论证后，优化后的工艺流程,去除“焊接热缓冲块”环节，改采用整体下料。

4.4最终产品性能

按照改进工艺后的生产的接管锻件抗拉强度指标大幅度提高，约60MPa，与工艺试验的结果基本一致。同时满足技术文件碳当量≤0.48的要求。

5结论

（1）针对首次投料生产强度指标偏低的质量问题进行根本原因分析，通过对比以往类似核电项目的数据，初步得到了工艺改进的措施。

（2）通过产品返工重新热处理的数据和工艺优化试验数据，进一步验证了工艺改进措施的正确性。

（3）此次国产化工艺改进优化的结果，事实证明，使产品满足了技术协议的技术要求，得到了较为理想的强度和韧性均衡的综合性能。

（4）该类产品的工艺改进措施，对于类似的大型锻件的工艺制定有一定的借鉴意义，对于核电设备的国产化又迈进了一步。

参考文献

[1]贾林、韩惠霞.接管锻件的质量控制.设备监理,2012（5）:68-72.

[2]史美堂.金属材料及热处理.上海.上海科学技术出版社.1980.

[3]张志文主编.锻造工艺学.西安工业大学.机械工业出版社.1983.