大型核電高壓外缸力學性能的控制

馮周榮，馬進，蘇志東

（共享鑄鋼有限公司寧夏銀川，寧夏 銀川 750021）

0 引言

隨著電力工業(yè)的迅猛發(fā)展和電網峰谷差的日趨增大，以及國家能源政策的調整和環(huán)境保護的增強，大幅度開發(fā)和利用核電等潔凈能源成為必然要求。根據國際原子能機構2005年10月發(fā)表的數據，核電年發(fā)電量占世界發(fā)電總量的17%，且這一比重還在增加。中國政府計劃到2020年核電裝機容量增加到4000萬千瓦，每年的增長量為200萬千瓦。

我國大型核電企業(yè)通過30余年的不斷發(fā)展壯大，在核電科研、設計、制造、建設和運行上已積累了豐富的經驗，研發(fā)的一些先進的百萬千瓦級壓水堆核電技術，其安全指標和技術性能都達到了國際三代核電技術的先進水平，具有完整自主知識產權，填補了中國國內技術空白，而且以“一帶一路”建設為契機，大力推動實施中國核電“走出去”的戰(zhàn)略。

本文將重點介紹為三代核電站常規(guī)島機組配套的高壓外缸鑄鋼件生產中，高力學性能的實現及其質量控制要點。

1 產品情況介紹

核電高壓外缸鑄件材質為ZG17Cr2Mo1，輪廓尺寸7483×4970×2560mm，鑄件上半毛重76t，下半毛重88t，最大壁厚621mm，最小壁厚30mm。其化學成分要求如表1。

表1 基本化學成分要求（質量分數,%）

核電高壓外缸鑄件是在高溫高壓惡劣環(huán)境下進行工作，因此對力學性能及內部組織要求非常高。對鑄件的力學性能，顧客及第三方代表都要現場見證性能檢測。其中常溫力學性能要求如表2。

表2 常溫力學性能要求

除了滿足以上常溫力學性能要求外，鑄件還要求同時滿足高溫拉伸力學性能和高溫短時持久力學性能，以評估材料及其鑄件在高溫使用過程中力學性能是否仍然滿足要求。具體標準要求見表3、4要求。

表3 高溫拉伸力學性能要求

表4 高溫短時持久性能要求

從以上力學性能要求可以看出，本文所述的產品與同類材質其它產品相比，鑄件屈服強度和抗拉強度分別提高了125MPa和105MPa；而本文所述產品輪廓尺寸大，噸位高，又屬于厚壁件，對這種壁厚大，噸位又高的鑄件，相對壁薄噸位小的鑄件強度的提高保證較困難。而為了產品后期在顧客處精加組焊后消應力徹底，產品技術規(guī)范要求在鑄鋼制造廠，鑄件回火溫度≥700℃，缺陷修補焊后的焊后溫度≥680℃。由于鑄件尺寸大，結構復雜，一般來說，缺陷返修焊后次數較多，再加上鑄件上有一些管件對接焊、不銹鋼層堆焊等，這些都需要在鑄鋼件制造廠進行多次焊后熱處理，每次焊后熱處理，產品力學性能尤其是強度容易下降導致不合，高溫持久難以保障；如何保證鑄件的常溫、高溫力學性能在最終焊后熱處理后符合要求且保持較好的水平，本文將重點介紹[1]。

2 化學成分設計

鑄鋼件的化學成分設計和熱處理工藝選擇是保證產品力學性能的最核心的兩大要素。在顧客給定的材質牌號及其化學成分條件下，作為鑄件生產制造廠，仍需要結合實際生產情況，深入研究設計出內部可控的成分范圍和目標值，以滿足常溫和高溫力學性能要求以及有相對優(yōu)良的焊接性鑄造性。

本文所述產品材質ZG17Cr2Mo1的主要元素標準要求相對比較寬，C：0.13%-0.2%、Si≤0.6%、Mn：0.5%-0.9%、P≤0.20%、S≤0.2%、Cr：2.0%-2.5%、Ni≤0.5%、Mo：0.9%-1.2%、Cu≤0.3%。按照以上標準下限和上限分別計算碳當量Ceq=0.79-1.09，范圍還是比較寬泛的。因為C對強度的提高貢獻率較大，在一定的C含量范圍內，C含量與硬度成線性關系[1]。Si溶入鐵素體可以起固溶強化的作用，可使鋼的強度和硬度增加。Cr、Mo也能提高強度[2]。為便于統(tǒng)計分析，引入碳當量來統(tǒng)計分析且進行日常成分控制。通過Mintab對試驗數據分析，得出此類材質碳當量Ceq與強度的對應關系，以及不同成分對應的可焊性的影響，最終確定了碳當量Ceq目標范圍為0.89-1.0，再結合顧客要求的成分范圍，最終確定出了合適的嚴格的內控成分范圍[2]。具體見下表5：

表5 核電高壓外缸內控成分（質量百分數，%）

其中Ceq=C+Mn/6+（Cr+Mo+V）/5+（Ni+Cu）/15（質量百分數，%）；

3 性能熱處理工藝設計及過程控制

因為鑄件噸位較大，結構復雜，故結合材質規(guī)范以及實際生產能力和條件，確定鑄件熱處理工藝按照“正火+回火”的工藝類型執(zhí)行。根據類似材質的性能統(tǒng)計分析，此材質的性能實現難點在于鑄件的強度。

對這種核電大缸，因其體積大，結構復雜，壁厚比變化大，如采用淬火冷卻，則在吊運設備、淬火設備及人員操作方面有很大的難度，且鑄件的變形、開裂方面不好控制，故優(yōu)先選擇風冷的方式。因此，鑄件的熱處理方式即為高溫正火風冷加回火。

在材料一定的情況下，鑄件的性能取決于鑄件的組織，而鑄件的組織又和熱處理工藝有關。核電大缸的材質為鉻鉬系列的低碳合金鋼鋼，組織要求為回火貝氏體+小于20%鐵素體。因此，在質量熱處理即正火時必須采取滿足組織要求的冷速。根據此材料CCT曲線可以看出，正火冷速越快，鐵素體含量越低，相對硬度越高即強度越高[3]。鑄件正火常用溫度920～960℃，根據測算，需要大缸正火冷速達到1h內冷到500℃，即風冷冷速450℃/h以上為佳。采用7.5KW軸流風機圍著鑄件一圈，每臺風量48000m3/h，實際最低冷速約為300℃/h，采用11KW軸流風機圍著鑄件一圈，每臺風量68000m3/h，實際最低冷速約為450℃/h。因此，這種核電大缸正火風冷，至少采用11KW以上軸流風機，必要時，鑄件厚大部位可以采用水霧冷。

另外，鑄件正火保溫時間和回火保溫時間根據核電高壓缸鑄件最大壁厚，按1h/25mm進行計算設計。可保證鑄件正火高溫奧氏體化時，組織完全均勻化，各種碳化物及鑄態(tài)組織、枝晶完全溶解擴散，在隨后的強風冷卻過程中形成均勻的貝氏體組織，經隨后充分的高溫回火，使基體組織中的第二相得到適當的析出，基體組織塑韌性適當提高，鑄件應力得到徹底的消除。具體正回火工藝曲線見下圖：

圖1 試塊性能熱處理試驗工藝

根據以上工藝處理鑄件，對附鑄試塊進行加工試樣，檢測力學性能結果見表6。各項常溫力學性能指標均滿足顧客標準要求，說明工藝參數可行。

表6 鑄件正回火后常溫力學性能

金相組織主要為均勻分布的回火貝氏體組織，組織中鐵素體含量很少，符合該材質性能熱處理后的顯微組織特征。反映出熱處理各項參數尤其是正火冷卻速度均滿足該材料的力學性能需求。具體金相組織照片如圖2所示。

圖2 正回火后金相組織

4 焊后熱處理工藝設計及過程控制

本文所述鑄件產品技術規(guī)范中要求最終一次焊后熱處理的焊后保溫溫度必須是680±10℃。但此材質按焊后保溫溫度680℃，保溫時間18h（按鑄件最大壁厚mm×1h/25mm進行計算）進行三次焊后熱處理后，強度下降明顯，基本低于顧客要求下限，且高溫短時持久性能易惡化。根據組織轉變理論及實際試驗驗證檢測分析，在和回火溫度相接近的幾次高溫焊后后，鑄件基體組織中固溶的第二相會進一步析出長大，尤其是晶界上，導致固溶強化效果減弱，強度硬度降低，甚至塑韌性會有少量的降低，高溫性能也會惡化。故需結合現場鑄件的實際質量狀況和質量生產流程需要，通過優(yōu)化生產流程，控制焊接質量等盡可能減少鑄件做焊后的次數，最終確定焊后熱處理試驗方案按照三次消應力設計，且三次焊后熱處理保溫溫度分別是660℃/660℃/680℃，即首次、二次焊后采用相對較低的焊后溫度660±10℃，主要達到消除焊接應力之目的即可，又對性能無明顯降低。最終一次所有缺陷及堆焊層及管件焊接完畢，再按標準規(guī)范要求的焊后溫度680±10℃去執(zhí)行。這樣既保證了鑄件常溫力學性能和高溫力學性能沒有明顯下降，又滿足鑄件包括焊接區(qū)的應力消除和焊接區(qū)硬度降低[4-5]。

表6 鑄件分別經過660℃/660℃/680℃焊后熱處理后常溫力學性能

對鑄件經過660℃/660℃/680℃三次焊后熱處理后的試塊,進行500℃和550℃的高溫拉伸試驗，檢測結果均滿足標準要求。具體檢測值見表7。

表7 高溫拉伸力學性能試驗驗證結果

對鑄件經過660℃/660℃/680℃三次焊后熱處理后的試塊,進行高溫短時持久試驗，試驗檢測結果也符合相應標準要求。檢測結果見表8。

表8 高溫持久力學性能試驗驗證結果

從以上常溫和高溫力學性能檢測結果可以看出，核電外缸材料經過920-960℃正火強風水霧冷+690-720℃回火，并經660℃/660℃/680℃三次焊后消應力處理后，各項力學性能均滿足規(guī)范要求。

5 結語

在滿足顧客要求的成分范圍內，通過內控設計控制核電外缸碳當量Ceq=0.89-1.0，最終設計出了滿足高強度核電外缸的內控成分。性能熱處理正火時外缸內腔超上裝爐采用強風冷卻加水霧冷卻的方式，滿足大型厚壁鑄鋼件獲得高性能的冷卻需求。并針對鑄件多次焊后熱處理采用前低后高即660℃/660℃/680℃保溫的焊后熱處理方式，保證了核電大缸鑄件最終各項力學性能仍滿足技術要求，從而實現了鑄件批量穩(wěn)定生產。