大型核电高压外缸力学性能的控制

冯周荣，马进，苏志东

（共享铸钢有限公司宁夏银川，宁夏 银川 750021）

0 引言

随着电力工业的迅猛发展和电网峰谷差的日趋增大，以及国家能源政策的调整和环境保护的增强，大幅度开发和利用核电等洁净能源成为必然要求。根据国际原子能机构2005年10月发表的数据，核电年发电量占世界发电总量的17%，且这一比重还在增加。中国政府计划到2020年核电装机容量增加到4000万千瓦，每年的增长量为200万千瓦。

我国大型核电企业通过30余年的不断发展壮大，在核电科研、设计、制造、建设和运行上已积累了丰富的经验，研发的一些先进的百万千瓦级压水堆核电技术，其安全指标和技术性能都达到了国际三代核电技术的先进水平，具有完整自主知识产权，填补了中国国内技术空白，而且以“一带一路”建设为契机，大力推动实施中国核电“走出去”的战略。

本文将重点介绍为三代核电站常规岛机组配套的高压外缸铸钢件生产中，高力学性能的实现及其质量控制要点。

1 产品情况介绍

核电高压外缸铸件材质为ZG17Cr2Mo1，轮廓尺寸7483×4970×2560mm，铸件上半毛重76t，下半毛重88t，最大壁厚621mm，最小壁厚30mm。其化学成分要求如表1。

表1 基本化学成分要求（质量分数,%）

核电高压外缸铸件是在高温高压恶劣环境下进行工作，因此对力学性能及内部组织要求非常高。对铸件的力学性能，顾客及第三方代表都要现场见证性能检测。其中常温力学性能要求如表2。

表2 常温力学性能要求

除了满足以上常温力学性能要求外，铸件还要求同时满足高温拉伸力学性能和高温短时持久力学性能，以评估材料及其铸件在高温使用过程中力学性能是否仍然满足要求。具体标准要求见表3、4要求。

表3 高温拉伸力学性能要求

表4 高温短时持久性能要求

从以上力学性能要求可以看出，本文所述的产品与同类材质其它产品相比，铸件屈服强度和抗拉强度分别提高了125MPa和105MPa；而本文所述产品轮廓尺寸大，吨位高，又属于厚壁件，对这种壁厚大，吨位又高的铸件，相对壁薄吨位小的铸件强度的提高保证较困难。而为了产品后期在顾客处精加组焊后消应力彻底，产品技术规范要求在铸钢制造厂，铸件回火温度≥700℃，缺陷修补焊后的焊后温度≥680℃。由于铸件尺寸大，结构复杂，一般来说，缺陷返修焊后次数较多，再加上铸件上有一些管件对接焊、不锈钢层堆焊等，这些都需要在铸钢件制造厂进行多次焊后热处理，每次焊后热处理，产品力学性能尤其是强度容易下降导致不合，高温持久难以保障；如何保证铸件的常温、高温力学性能在最终焊后热处理后符合要求且保持较好的水平，本文将重点介绍[1]。

2 化学成分设计

铸钢件的化学成分设计和热处理工艺选择是保证产品力学性能的最核心的两大要素。在顾客给定的材质牌号及其化学成分条件下，作为铸件生产制造厂，仍需要结合实际生产情况，深入研究设计出内部可控的成分范围和目标值，以满足常温和高温力学性能要求以及有相对优良的焊接性铸造性。

本文所述产品材质ZG17Cr2Mo1的主要元素标准要求相对比较宽，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%。按照以上标准下限和上限分别计算碳当量Ceq=0.79-1.09，范围还是比较宽泛的。因为C对强度的提高贡献率较大，在一定的C含量范围内，C含量与硬度成线性关系[1]。Si溶入铁素体可以起固溶强化的作用，可使钢的强度和硬度增加。Cr、Mo也能提高强度[2]。为便于统计分析，引入碳当量来统计分析且进行日常成分控制。通过Mintab对试验数据分析，得出此类材质碳当量Ceq与强度的对应关系，以及不同成分对应的可焊性的影响，最终确定了碳当量Ceq目标范围为0.89-1.0，再结合顾客要求的成分范围，最终确定出了合适的严格的内控成分范围[2]。具体见下表5：

表5 核电高压外缸内控成分（质量百分数，%）

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

3 性能热处理工艺设计及过程控制

因为铸件吨位较大，结构复杂，故结合材质规范以及实际生产能力和条件，确定铸件热处理工艺按照“正火+回火”的工艺类型执行。根据类似材质的性能统计分析，此材质的性能实现难点在于铸件的强度。

对这种核电大缸，因其体积大，结构复杂，壁厚比变化大，如采用淬火冷却，则在吊运设备、淬火设备及人员操作方面有很大的难度，且铸件的变形、开裂方面不好控制，故优先选择风冷的方式。因此，铸件的热处理方式即为高温正火风冷加回火。

在材料一定的情况下，铸件的性能取决于铸件的组织，而铸件的组织又和热处理工艺有关。核电大缸的材质为铬钼系列的低碳合金钢钢，组织要求为回火贝氏体+小于20%铁素体。因此，在质量热处理即正火时必须采取满足组织要求的冷速。根据此材料CCT曲线可以看出，正火冷速越快，铁素体含量越低，相对硬度越高即强度越高[3]。铸件正火常用温度920～960℃，根据测算，需要大缸正火冷速达到1h内冷到500℃，即风冷冷速450℃/h以上为佳。采用7.5KW轴流风机围着铸件一圈，每台风量48000m3/h，实际最低冷速约为300℃/h，采用11KW轴流风机围着铸件一圈，每台风量68000m3/h，实际最低冷速约为450℃/h。因此，这种核电大缸正火风冷，至少采用11KW以上轴流风机，必要时，铸件厚大部位可以采用水雾冷。

另外，铸件正火保温时间和回火保温时间根据核电高压缸铸件最大壁厚，按1h/25mm进行计算设计。可保证铸件正火高温奥氏体化时，组织完全均匀化，各种碳化物及铸态组织、枝晶完全溶解扩散，在随后的强风冷却过程中形成均匀的贝氏体组织，经随后充分的高温回火，使基体组织中的第二相得到适当的析出，基体组织塑韧性适当提高，铸件应力得到彻底的消除。具体正回火工艺曲线见下图：

图1 试块性能热处理试验工艺

根据以上工艺处理铸件，对附铸试块进行加工试样，检测力学性能结果见表6。各项常温力学性能指标均满足顾客标准要求，说明工艺参数可行。

表6 铸件正回火后常温力学性能

金相组织主要为均匀分布的回火贝氏体组织，组织中铁素体含量很少，符合该材质性能热处理后的显微组织特征。反映出热处理各项参数尤其是正火冷却速度均满足该材料的力学性能需求。具体金相组织照片如图2所示。

图2 正回火后金相组织

4 焊后热处理工艺设计及过程控制

本文所述铸件产品技术规范中要求最终一次焊后热处理的焊后保温温度必须是680±10℃。但此材质按焊后保温温度680℃，保温时间18h（按铸件最大壁厚mm×1h/25mm进行计算）进行三次焊后热处理后，强度下降明显，基本低于顾客要求下限，且高温短时持久性能易恶化。根据组织转变理论及实际试验验证检测分析，在和回火温度相接近的几次高温焊后后，铸件基体组织中固溶的第二相会进一步析出长大，尤其是晶界上，导致固溶强化效果减弱，强度硬度降低，甚至塑韧性会有少量的降低，高温性能也会恶化。故需结合现场铸件的实际质量状况和质量生产流程需要，通过优化生产流程，控制焊接质量等尽可能减少铸件做焊后的次数，最终确定焊后热处理试验方案按照三次消应力设计，且三次焊后热处理保温温度分别是660℃/660℃/680℃，即首次、二次焊后采用相对较低的焊后温度660±10℃，主要达到消除焊接应力之目的即可，又对性能无明显降低。最终一次所有缺陷及堆焊层及管件焊接完毕，再按标准规范要求的焊后温度680±10℃去执行。这样既保证了铸件常温力学性能和高温力学性能没有明显下降，又满足铸件包括焊接区的应力消除和焊接区硬度降低[4-5]。

表6 铸件分别经过660℃/660℃/680℃焊后热处理后常温力学性能

对铸件经过660℃/660℃/680℃三次焊后热处理后的试块,进行500℃和550℃的高温拉伸试验，检测结果均满足标准要求。具体检测值见表7。

表7 高温拉伸力学性能试验验证结果

对铸件经过660℃/660℃/680℃三次焊后热处理后的试块,进行高温短时持久试验，试验检测结果也符合相应标准要求。检测结果见表8。

表8 高温持久力学性能试验验证结果

从以上常温和高温力学性能检测结果可以看出，核电外缸材料经过920-960℃正火强风水雾冷+690-720℃回火，并经660℃/660℃/680℃三次焊后消应力处理后，各项力学性能均满足规范要求。

5 结语

在满足顾客要求的成分范围内，通过内控设计控制核电外缸碳当量Ceq=0.89-1.0，最终设计出了满足高强度核电外缸的内控成分。性能热处理正火时外缸内腔超上装炉采用强风冷却加水雾冷却的方式，满足大型厚壁铸钢件获得高性能的冷却需求。并针对铸件多次焊后热处理采用前低后高即660℃/660℃/680℃保温的焊后热处理方式，保证了核电大缸铸件最终各项力学性能仍满足技术要求，从而实现了铸件批量稳定生产。