核电堆用大尺寸高强细晶镍基高温合金锻件热处理方法

摘要

一种核电堆用大尺寸高强细晶镍基高温合金锻件热处理方法，属于高温合金热处理技术领域。步骤包括：将锻件以热处理炉的最大功率加热至450～500℃保温，保温时间为每1毫米锻件有效厚度保温0.5～1.0分钟；继续加热锻件，以不大于60℃/h的升温速率将锻件加热至1000～1150℃范围内保温，保温时间为每1毫米锻件有效厚度保温1～1.5分钟；锻件出炉并水冷至室温；将水冷至室温的锻件继续加热，以热处理炉的最大功率将锻件加热至450～500℃保温，保温时间为每1毫米锻件有效厚度保温0.5～1.0分钟；继续加热锻件，以不大于60℃/h的升温速率将锻件加热至700～730℃保温，保温时间为每1毫米锻件有效厚度保温6.0～9.0分钟；锻件出炉并空冷。能够满足核电堆内构件的设计要求。

说明书

技术领域

本发明属于高温合金热处理技术领域，特别是涉及一种核电堆用大尺寸高强 细晶镍基高温合金锻件热处理方法。

背景技术

GH690合金是一种镍基变形高温合金，因高的铬含量(Cr≥28wt％)使其在碱 性或中性水等核工况环境中具有高的应力腐蚀抗力，目前已替代Inconel600和 800合金广泛应用于国内外多种型号新型工程反应堆中的蒸汽发生器传热管等 构件。新一代工程反应堆因具有小体积、高热效率和高可靠性，即将成为我国未 来军工和能源动力的主力堆型。由于其特殊的结构设计要求还需大量使用大尺寸 高强细晶GH690镍基高温合金锻件法兰。该构件需承受室温～350℃饱和蒸汽的 疲劳循环应力，使用工况复杂恶劣。因此要求该合金锻件在原水等环境中除应具 有高的应力腐蚀抗力外，还应具有细于5级的均匀晶粒组织以使合金具有更高的 强韧性能。此外，新一代工程反应堆的另一个重要构件——堆内分流板也需大量 使用大尺寸GH690合金锻件。

GH690作为新型高效蒸汽发生器端盖的应用在国内外尚属首次。国际上， 仅俄罗斯有相同结构和要求，但俄采用的是内壁堆焊了不锈钢耐蚀层的508-Ⅲ钢， 材料和工艺与我国技术均不相同。国外发达国家已能够生产厚度达60mm及以上 的镍基合金厚锻板，且厚板的设计已纳入RCCM规范(压水堆核岛机械设备设计 和建造规则)。

由于技术保密和应用敏感等原因，国内无法获知大尺寸GH690锻件生产的 相关参数，尤其热处理工艺。该合金在高温下基本无第二相析出，因此高温热处 理工艺对合金的显微组织影响非常敏感，现有的热处理工艺满足不了如表1所示 的核电堆内构件用镍基合金锻件力学性能技术指标要求。此前，我单位已在大尺 寸GH690镍基高温合金棒坯的细晶锻造取得了一定进展，但有关该合金大尺寸 锻件热处理方法国内至今尚未突破。因此，对于该类锻件，必须开发新的热处理 工艺，以进一步改善和稳定GH690合金的性能，从而满足新型核电高效蒸汽发 生器的应用要求。

表1 核电堆内构件用镍基合金锻件力学性能技术指标要求

发明内容

本发明的目的是提供一种核电堆内构件用大尺寸高强细晶镍基高温合金锻 件的热处理方法，经过该方法处理后的锻件可以满足新型核电高效蒸汽发生器的 应用要求。

本发明用于对材料为GH690镍基高温合金，直径D为Φ320～480mm，高 度h为150～200mm的实心锻件进行热处理；具体包括以下步骤：

(1)以热处理炉的最大功率将锻件加热至450～500℃范围内保温，保温时 间为每1毫米锻件有效厚度保温0.5～1.0分钟；

(2)继续加热锻件，以50～60℃/h的升温速率将锻件加热至1000～1150℃ 范围内保温，保温时间为每1毫米锻件有效厚度保温1～1.5分钟；

(3)锻件出炉并水冷至室温；

(4)将水冷至室温的锻件继续加热，以热处理炉的最大功率将锻件加热至 450～500℃范围内保温，保温时间为每1毫米锻件有效厚度保温0.5～1.0分钟；

(5)继续加热锻件，以50～60℃/h的升温速率将锻件加热至700～730℃范 围内保温，保温时间为每1毫米锻件有效厚度保温6.0～9.0分钟；

(6)锻件出炉并空冷。

所述热处理采用电加热环形炉；电加热环形炉的温度控制精度为±10℃。

本发明所述核电堆内构件用大尺寸高强细晶镍基高温合金锻件的热处理方 法中，大尺寸高强细晶镍基高温合金锻件的直径(D)为320～480mm，高度(h) 为150～200mm。

本发明所述核电堆内构件用大尺寸高强细晶镍基高温合金锻件的热处理方 法中，大尺寸高强细晶镍基高温合金锻件以质量百分比计包括下述组分：

Fe：8.0～10.0％、Cr：29.0～30.0％、Al：0.25～0.35％、Ti：0.4～0.5％、Cu： 0.01～0.02％、Co≤0.05％、0.015≤C≤0.03、Si≤0.1％、Mn≤0.3％、B≤0.001％、S≤0.0005％、 P≤0.005％、余量为Ni及不可避免的杂质。

本发明所述核电堆内构件用大尺寸高强细晶镍基高温合金锻件的热处理方 法，锻件经该方法热处理后的力学性能如下：

室温抗拉强度为650～700MPa；室温屈服强度为280～320MPa；350℃抗拉 强度为550～600MPa；350℃屈服强度为225～260MPa。

本发明热处理后的大尺寸镍基高温合金锻件避免了常规方法热处理后的晶 粒长大，保持了原始态细晶，且晶粒度较原始态更为均匀，平均晶粒度细于5.5 级。

采用本发明对核电堆内构件用大尺寸高强细晶镍基高温合金锻件进行热处 理后，可保持原始态细晶，且晶粒度较原始态更为均匀，室温和350℃高温强度 满足核电堆内构件设计要求，超声波探伤未发现超标缺陷，液体渗透检测未发现 缺陷痕迹，能有效保证最终热处理后锻件的性能，满足核电堆内构件用大尺寸锻 件的技术指标要求。

附图说明

图1是实施例1、2的锻件尺寸示意图。

图2是实施例1、2的锻件力学性能取样位置轴向示意图。

图3是实施例1、2的锻件力学性能取样位置径向示意图。

图4是实施例1的的锻件原始晶粒状态。

图5是实施例1采用本发明热处理方法处理后的锻件心部晶粒状态。

图6是实施例2的的锻件原始晶粒状态。

图7是实施例2采用本发明热处理方法后的锻件心部晶粒状态。

具体实施方式

以下结合具体实施例，进一步阐述本发明。需要指出的是，以下实施例仅用 于说明本发明，而不用于限定本发明的保护范围。在实际应用中技术人员根据本 发明作出的改进和调整，仍属于本发明的保护范围。

实施例1

本发明核电堆内构件用大尺寸高强细晶镍基高温合金锻件的热处理方法，用 于对新一代工程反应堆内构件用大尺寸GH690镍基高温合金锻件进行热处理， 锻件直径(D)为360mm，高度(h)为160mm，为实心锻件，成分见表2。采 用电加热环形炉，电加热环形炉的温度控制精度为±10℃，包括以下步骤：

第一步，将锻件以热处理炉的最大功率加热至480℃保温，保温40分钟；

第二步，继续加热锻件，以55℃/h的升温速率将锻件加热至1080℃保温， 保温80分钟；

第三步，锻件出炉并水冷至室温；

第四步，将水冷至室温的锻件继续加热，以热处理炉的最大功率将锻件加热 至480℃保温，保温40分钟；

第五步，继续加热锻件，以55℃/h的升温速率将锻件加热至715℃保温，保 温10小时；

第六步，锻件出炉并空冷。

将得到的锻件进行力学性能检测取样，取样方式如图1～3所示。

对所得试样进行室温和350℃力学性能检测(分别测两根试样)，得到室温 和350℃强度如表3。

锻件原始晶粒状态和热处理后锻件心部晶粒状态分别如图4和图5所示。 结果表明，经热处理后，大尺寸GH690镍基高温合金锻件避免了常规方法热处 理后的晶粒长大，保持了原始态细晶，且晶粒度较原始态更为均匀，为6.0级。 室温抗拉强度高达690MPa以上，室温屈服强度高达310MPa以上，350℃抗拉 强度高达580MPa以上，350℃屈服强度高达255MPa以上，远远高于核电堆内 构件用大尺寸镍基合金锻件的力学性能技术指标。

实施例2

本发明核电堆内构件用大尺寸高强细晶镍基高温合金锻件的热处理方法，用 于对新一代工程反应堆内构件用大尺寸GH690镍基高温合金锻件进行热处理， 锻件直径为(D)380mm，高度(h)为180mm，为实心锻件，成分见表2。采 用电加热环形炉，电加热环形炉的温度控制精度为±10℃，包括以下步骤：

第一步，以热处理炉的最大功率将锻件加热至500℃保温，保温45分钟；

第二步，继续加热锻件，以50℃/h的升温速率将锻件加热至1120℃保温， 保温90分钟；

第三步，锻件出炉并水冷至室温；

第四步，将水冷至室温的锻件继续加热，以热处理炉的最大功率将锻件加热 至500℃保温，保温45分钟；

第五步，继续加热锻件，以50℃/h的升温速率将锻件加热至720℃范围内保 温，保温12.75小时；

第六步，锻件出炉并空冷。

将得到的锻件进行力学性能检测取样，取样方式如图1～3所示。

对所得试样进行室温和350℃力学性能检测(分别测两根试样)，得到室温 和350℃强度如表3。

锻件原始晶粒状态和热处理后锻件心部晶粒状态分别如图6和图7所示。

结果表明，经热处理后，大尺寸GH690镍基高温合金锻件避免了常规方法 热处理后的晶粒长大，保持了原始态细晶，且晶粒度较原始态更为均匀，为5.5 级。室温抗拉强度高达675MPa以上，室温屈服强度高达300MPa以上，350℃ 抗拉强度高达565MPa以上，350℃屈服强度高达245MPa以上，远远高于核电 堆内构件用大尺寸镍基合金锻件的力学性能技术指标。

表2 本发明实施例大尺寸高强细晶GH690镍基合金锻件的化学成分(wt％)

表3 本发明实施例大尺寸高强细晶GH690镍基合金锻件热处理后力学性能