核反应堆压力容器主螺栓热处理工艺

2021-05-17李亚菲王玉红李家驹

一重技术 2021年1期

李亚菲，王玉红，李家驹

反应堆压力容器是反应堆一回路冷却剂系统的重要承压边界，是整个核电站的核心设备。主螺栓是压力容器设备中容器法兰和顶盖的连接紧固件，对避免核放射性物质外逸，保障压力容器正常工作起着重要作用[1～2]。核反应堆压力容器主螺栓不仅要具有高的屈服强度和抗拉强度，而且要有很高的的塑性和冲击韧性。为了获得高强度和高塑韧性匹配的综合力学性能，本文设计了多种热处理方案，对试料进行模拟热处理。在热处理后对试料进行拉伸和冲击试验，通过对检测结果对比分析，确定合理的热处理工艺。经过主螺栓产品实践证明该热处理工艺行之有效。

1 性能要求与难点

（1）材料与力学性能要求

反应堆压力容器主螺栓锻件材质是40NCDV7-03（见表1，表2）。性能热处理的试样尺寸为Ø210 mm×2 200 mm。性能检验取样方式为D×D/4（距端面距离为D，距外圆距离为D/4， D 为试样直径）。

表1 化学成分（wt.%）

表2 力学性能要求

*每组三个试样中只允许一个试样的试验结果低于规定的最小平均值。

（2）热处理难点

40NCDV7-03 为典型的中碳低合金超高强度钢，常规热处理工艺较容易获得较高的强度指标，但难以同时得到较高的塑韧性。

2 热处理模拟

（1）热处理工艺方案

提高钢的纯净度，降低钢中夹杂物、气体及有害杂质元素的含量，有利于提高钢的塑韧性[3]，为此采取电渣重熔的冶炼方式。

本文设计8 种主螺栓热处理工艺方案（见表3），主要考虑淬火温度，淬火冷却方式、回火温度、回火次数及回火冷却方式对力学性能的影响。试验所用的试料取自经过预备热处理的产品锻件，而后按照表中的热处理工艺在热处理模拟炉中进行热处理。

（2）试验结果

将经过模拟热处理的试料进行拉伸试验和夏比V 形缺口试验。为避免试验数据的偶然性，每个方案均采用两组试样进行性能检验（见表4）。

（3）试验结果分析

为了便于分析，将各方案的屈服强度和抗拉强度、延伸率和断面收缩率，以及20 ℃和0 ℃冲击功结果绘制成图（见图1～图3）。

表3 主螺栓热处理工艺方案

表4 实测性能结果

图1 各方案屈服强度和抗拉强度实测值

图2 各方案延伸率和断面收缩率实测值

图3 各方案20 ℃和0 ℃实测冲击功平均值

方案1 采用850 ℃水淬， 610 ℃一次回火后空冷，钢的屈服强度和抗拉强度较高，其中一个试样的抗拉强度已超出要求上限，但延伸率和断面收缩率则刚满足要求，而0 ℃和20 ℃冲击功均不合格。将回火温度提高至620 ℃后，不论回火空冷还是油冷（方案2 和方案3），强度指标均出现陡降，抗拉强度刚满足要求，屈服强度刚满足或低于要求。但与此同时，塑韧性指标上升非常明显，均能满足要求。可见材料对回火温度非常敏感，然而单靠调整回火温度难以达到性能要求。

与一次回火的方案1 相比经过两次回火的方案4 处理的试料强度指标有所下降，延伸率及断面收缩率和冲击韧性有所提高，其中20 ℃冲击功明显提高，已能满足要求，但富裕量较小。可见增加一次回火虽然降低钢的强度，但能提高钢的塑韧性。

与空冷回火的方案4 相比，经过方案5 油冷后试料冷却回火的强度有所降低，塑韧性均得到提高，但20 ℃冲击功单个值中多个不满足要求（见表4）， 0 ℃冲击功虽满足要求，但是富裕量较小，仅比要求值高2J，有不合格的风险。可以看出，油冷可以改善钢的塑韧性。

与方案5 相比，方案6 采用水淬油冷，在不明显降低强度的情况下，试料的塑韧性均有所提高，性能实测值均满足锻件要求，而且有较大富裕量。可见，水淬油冷对提高钢的塑韧性有益。

与方案6 相比，回火温度降至590 ℃的方案7使试料强度有所升高，断面收缩率有所降低，但是延伸率和冲击韧性急剧下降，多项指标不合格。

而与方案6 相比，将淬火温度提高至860 ℃的方案8 使试料强度稍有增加，塑韧性有所降低， 0 ℃冲击功无法满足要求。可见提高淬火温度降低了钢的塑韧性。

通过以上分析，笔者最终确定方案6 为最佳方案。通过本文实验发现水淬油冷、提高回火温度、两次回火、回火油冷均可以提高钢的塑韧性，而回火温度对塑韧性影响最大。

（4）工程实践

采用850 ℃水淬油冷， 610 ℃两次回火后油冷热处理后，主螺栓产品各项力学性能检验结果均满足锻件采购技术条件要求。对产品热处理后的金相组织进行分析，发现其组织为回火索氏体（见图4）。

另外，由于主螺栓属于细长轴类件，热处理后容易变形，而采用水淬油冷的方式既能保证在奥氏体鼻尖温度时有较高的冷速，而又不至于在较低温度下产生过大的淬火应力，从而降低主螺栓淬火变形和开裂的风险[5]。因此，主螺栓产品采用水淬油冷的淬火冷却方式，有效控制了热处理变形量。