核电蒸汽发生器关键特厚管板锻件锻造成型方法

摘 要：管板作为核电蒸汽发生器内的核心锻件，在形状和尺寸上具有直径大、厚度厚的特点，其检验技术要求高，制造难度大，且周期较长。本文对厚度大于500mm的蒸汽发生器管板进行解剖，分析了不同部位的性能均匀性。试验表明，在ASME标准范围内将Ni质量分数控制在0.90%以上，有利于提高材料的低温韧性。通过闭式模具锻造，提高热处理淬火冷却速率，使得管板中心无塑性转变温度可达-26℃以下，远低于-15℃传统的技术指标，验证了特厚管板的冶炼、锻造及热处理工艺，为提高特厚管板性能指标提供理论和工程实践支撑。

关键词：蒸汽发生器管板；特厚；锻造；无塑性转变温度；508-3

中图分类号：TG316

文献标志码：A

Forging forming method for key thick tube plate forgings

of nuclear power steam generators

MA Wujiang1， XUAN Yucheng1， SHAN Pengchen1， CHEN Fei1，2

（1. Shanghai Xinmin（Dongtai） Heavy Forging Co.， Ltd， Dongtai 224249， Jiangsu， China;

2. School of Materials Science and Engineering， Shanghai Jiao Tong University，

Shanghai 200030， China）

Abstract： The tube sheet， serving as a crucial component within the core of a nuclear steam generator， possesses the distinctive characteristics of large diameter and substantial thickness. In terms of performance， it necessitates not only compliance with technical requirements in different parts of the sample but also demands a certain degree of uniformity. In this study， a dissection analysis was conducted on a steam generator tube sheet with a thickness exceeding 500mm and the uniformity of performance in different regions was assessed. It was experimentally demonstrated that maintaining the Ni element above 0.90% （mass fraction） within the standard range is conducive to enhancing the material’s low-temperature toughness. The non-plasticized transition temperature at the center of the tube sheet can reach -26℃， exhibiting significant margin of surplus compared to the standard. This comprehensive investigation effectively validates the smelting， forging， and heat treatment processes of the extra-thick tube sheet. The results provide both theoretical insights and practical support for improving the performance indicators of extra-thick tube sheets.

Key words：Tube plate of steam generator， Ultra-thick， Forging， Non-plasticized transition temperature， 508-3

0 引 言

蒸汽发生器是核电站的关键设备之一，不仅直接影响电站的功率与效率，而且在进行热量交换时，还起着阻隔放射性载热剂的作用，对核电站的安全至关重要。管板是蒸汽发生器内关键件，采用锻件加工而成。其形状为两端带凸缘的超大直径厚饼状锻件，该锻件使用材料为SA508Gr3Cl2低合金钢锻件。涉及的主要关键技术有：①原材料工艺精确控制，需对材料成分进行优化控制，防止出现强度偏差、低温冲击和RTNDT性能不达标的情况；②近形锻造工艺，由于管板是蒸汽发生器的核心部位，受力复杂，凸缘部位的复杂应力区通过整体成形形成连续的金属流线也尤为重要，成形方案应在锻件外形和尺寸上尽可能接近于锻件的最终形状和尺寸，减少后续切削加工，保证锻件形成连续的金属流线；③控性技术，通过合理的热处理工艺，在保证性能满足技术要求的前提下，尽可能做到不同位置的性能均匀［1-3］。

新闵公司针对锻件材料性能、形状以及尺寸等特点，采用相关措施优化化学成分配比；应用数值模拟技术，制定合理有效的锻造方案，实现整体近净成形；开展专项热处理试验，调整优化热处理参数。通过工艺试验和试制，找到一个能使产品尺寸、性能满足设计指标要求，且性能均匀，质量可靠性高的制造工艺，同时又要达到近形锻造，以减少加工余量，提高生产效率和经济性［4］。

1 锻造工艺分析

基于508-3钢高温流变数据，在980～1180℃温度区间内，当应变速率为0.03～0.10S-1时，材料具有良好的热加工性能。针对管板晶粒细化的问题，制定了塑性变形的工艺参数范围：锻造温度980～1180℃，应变速率0.03～0.10S-1，下压量为30％～55％。

传统饼形锻件锻造工艺是将坯料放置在底板上，通过上平砧排砧旋压，通过减小锻件厚度增大外圆尺寸，最后通过滚圆的方式成形［5］。新锻造工艺最终成形时将锻件放置于漏盘内，漏盘采用内凹的形状，尺寸按饼形锻件尺寸设计，上砧旋压排砧将高度余料充满漏盘。由于采用漏盘成形，锻件最终形变始终处于相对封闭的空间内，材料承受较强的三向应力，最终成形与管板成品尺寸和形状近似的饼形锻件。

传统锻造方案中心承受压应力，四周承受拉应力，性能各项异性较大，中心和外圆周变形方向不一致，性能均匀性较差。

新锻造方案为最后在封闭空间内成形，各个位置和方向承受较大的三向应力，没有拉应力和剪切应力的存在，均匀性和压实效果较好。

2 生产试验验证

2.1 冶炼

考虑到材料的强韧性要求，对本项目原材料的控制主要通过3个方面进行：首先，通过提高C， Mo元素的含量来提高材料淬透性和强度，将C的质量分数控制在0.18%～0.22%之间；Mo元素控制在0.48%～0.55%，另外通过提高Ni元素含量提高材料的低温冲击性能，将Ni的质量分数控制在0.80%～1.00%之间；其次，减少P， S及H等元素含量，将P的质量分数控制在0.006%及以下；将S的质量分数控制在0.004%及以下，以减少有害元素对材料性能的影响；最后，控制Al， N元素配比，提高材料的（RTNDT）试验性能，将N和Al的质量比控制在0.1～0.5之间。原材料选择采用EF+LF+VD，利用真空脱气的工艺手段，在真空条件下脱去钢液中的氢和氮。防止钢液凝固过程中氢析出，造成气泡、白点、发纹等缺陷，达到避免原材料成分偏析的目的［6］。

2.2 锻造

为清除钢锭冒口的缩孔和底部偏析，在拔长至八角后，按规定尺寸要求切除，确保钢锭头部15%和尾部5%的切除量。采用整截面墩粗的办法，保证截面各部位都得到墩粗变形，确保锻造比；为保证锻件的内在质量，采用二墩二拔的工艺，将锻坯一次镦粗至1/2原高度以下，随后又十字拔长至原高度后，再次镦粗至1/2原高度以下，随后再十字拔长至原高度，以增加锻造比；锻后采用正火热处理，主要目的是提高化学成分和金相组织的均匀性，调整和细化锻造过程中形成的过热、粗大与不均匀组织，消除锻造应力，降低锻件表面硬度，提高其切削加工性能，为超声波探伤和最终性能热处理创造内部组织条件。同时，为了防止白点的产生，根据锻件的残余氢含量，确定所必需的去氢间，进行消氢处理。蒸汽发生器管板锻件在锻造退火炉内进行扩氢加正火的锻后热处理［7］。

2.3 性能热处理

蒸汽发生器管板锻件按热处理工艺规范加热至915～925℃，保温10～12h，其后进行快速水冷，锻件吊运过程中，缩短锻件从启动热处理炉门到浸入水槽的时间，整个过程所用时间控制在120s以内；强化锻件的冷却速度，在大尺寸淬火水槽内配备了2台流量为200m3/h的外循环泵，在水槽4侧共配备10台内循环泵，直接对工件进行强制冷却。将整个淬火过程的实际水温升高并控制在5℃以内。锻件进行升温、保温、温度均以工件外接热电偶为准，锻件平放装炉，在管板上下表面各放置2个外接热电偶，确保工件在炉膛中受热均匀。

3 结果与讨论

为了充分验证特厚管板中心性能，制造完成后对管板进行了全解剖实验。在成品加工、无损检测合格后，对管板的1/4， 1/2厚度位置截取试环，进行了理化试验，每个试环均相隔180°进行两组试验，取样情况如图5， 6所示。

3.1 化学元素分析

C， Mn元素是主要的强化元素，直接关系到材料的强度［4］，经过检测发现，不同位置的成分差异造成了锻件表面至内部的强度差异，这符合材料的强化机理。根据经典的材料学理论，所有合金元素的加入都有利于淬透性的提高，因此，在成分目标值中，将Mn， Ni， Cr等元素的含量控制在标准要求的上限，主要元素的成分目标均满足目标要求，以提高锻件材料的淬透性。Ni元素是提高材料低温冲击性能的主要元素，经检测，各位置的Ni元素的质量分数均达到0.90%以上，接近标准的上限，有利于提高材料的低温韧性。有害元素、杂质元素及气体元素质量分数均控制在较低的水平，原材料冶炼阶段的工艺控制、目标成分控制措施得到了较好的贯彻，主要的强韧化元素含量相较标准均有适当的提高，为锻件获得良好的综合性能提供了保障［8］。

由表1可以发现，管板端部的C， Mn元素的含量明显高于管板内部1/4和1/2壁厚处，且自检和第三方检测的数据均存在逐渐降低的变化规律，其他元素如Cr， Ni， Mo各位置的含量相当，没有明显的变化规律。分析认为，一方面原因是大钢锭内部本身存在的成分偏析，另一方面是经过了高温扩散和热加工变形，钢锭内部的成分重新分配，造成了最终锻件表面和内部个别元素的含量规律性变化。

由图7可知，试环1、试环2强度整体高于解剖的试环，这一方面是由于试环1、试环2取样位置位于两端凸起处，淬火速率相对更快，能

够得到的板条马氏体+贝氏体的混合组织，显著提高材料的强韧性；另一方面，结合化学成分的检测结果，试环1、试环2实测的主要强化元素C， Mn的含量略高于解剖的内部试环，对材料的强度也产生了一定的影响。

解剖试环1和解剖试环3均为两侧的1/4壁厚位置，距热处理表面的距离相当，因此强度也基本一致，解剖试环2位于管板厚度中间位置，冷却速率最慢，因此强度也是管板内部解剖试环中最低的。

虽然不同检测单位由于设备和取样位置的差异，会造成检测数据有一定的偏离，但是图7中表现出来的整体趋势都是一致的，强度总体的变化规律也符合其与材料成分、热处理组织与性能的对应关系。

由试环1、试环2及解剖试环的-20℃冲击功平均值的变化趋势（图4）来看，试环1、试环2冲击功稍高，解剖试环随着取样位置的深入，其冲击功呈现一定的下降趋势，符合锻件不同位置淬火组织的变化规律［9］。结合试样位置，新闵用于自检的解剖试环位于对应第三方检测试环的外侧，因此双方检测的对应位置的冲击功数据存在一定的偏差。

根据表2列出的落锤试验结果，试环1、试环2的RTNDT温度均达到-70℃以下，这同样得益于前文提到的原因，这两个取样位置的淬火冷却速率较高，材料组织转变迅速且充分，因此能够得到良好的韧性。解剖试环的RTNDT温度实测值均符合相应的要求，实测温度明显高于试环1和2，其中，位于1/4壁厚位置的试环的RTNDT温度略低于中心位置，落锤性能随取样深度的变化规律与冲击功和强度一致，进一步表明了淬火冷速和组织控制是提高508-3综合性能的关键措施［10］。

4 结 论

（1） 通过对锻件试样两端部及内部不同位置的检测可知，材料的化学成分均控制在内部优化控制的范围内，各类夹杂物含量也均控制在较低的水平。经过热加工后得到了均匀细小的贝氏体组织，表明了原材料的冶炼工艺过程、目标成分控制及锻件的热加工工艺过程都得到了较好的控制，材料获得了较好的综合性能。

（2） 对比不同位置强度、冲击功等数据发现，锻件力学性能随取样深度的变化呈现出一定的变化规律，与淬火冷却速率及组织存在对应关系，进一步表明了淬火质量是关系到508-3合金钢综合性能的关键因素，如何进一步提高淬火冷却速率、加强淬火组织控制是今后需重点研究突破的方向。

参考文献：

［1］张学荣，霍利，孙锐．核电站蒸汽发生器管板锻件冶炼和锻造工艺研究［J］.工程设备与材料，2022，7（18）：83-85.

ZHANG X R， HUO L， SUN R. Nuclear power station steam generator and its quality supervision， 2022，7（18）：83-85.

［2］陈培培，周赞．我国发展先进小型轻刊反应堆的一些思考［J］．中国核电，2012，5（1）：88-93．

CHEN P P， ZHOU Z. Recommendations for small water reactor development in hina ［J］. China Nuclear Power， 2012，5（1）：88-93．

［3］熊厚华，杜继富，曾正魁，等．模块式小型反应堆研发现状及前景分析．价值工程，2015，2（13）：30-31．

XIONG H H， DU J F， ZENG Z K， et al． Research and development status and prospect analysis of modular miniature nuclear power reactor ［J］. Value Engineering， 2015（2）：30-31．

［4］张跃，向恒，吕艳新，等．ACP1000核反应堆堆芯支承板锻件制造工艺研究［J］.热加工工艺，2020，49（17）：95-97，100．

ZHANG Y， XIANG H， L Y X， et al. Research on manufacturingprocess of ACP1000 nuclear reactor internal core support forgings ［J］. Hot Working Technology， 2020，49（17）：95-97，100.

［5］张文广，李茂林，郭德朋，等．核电SA508-3钢研究进展［J］.热加工工艺，2014，43（16）：10-13．

ZHANG W G， LI M L， GUO D P， et al. Study on progress of SA508-3 steel for nuclear power ［J］. Hot Working Technology， 2014，43（16）：10-13．

［6］迟露鑫，麻永林，邢淑清，等．核压力容器SA508-3钢高温性能试验分析［J］.四川大学学报：工程科学版，2011，43（2）：202-206.

CHI L X， MA Y L， XING S Q， et al. Analysis on high temperature performance of SA508-3 steel for nuclear power ［J］. Journal ofSichuan University： Engineering Science Edition， 2011，43（2）：202-206.

［7］潘金生，仝健民，田民波.材料科学基础［M］.北京：清华大学出版社，1998.

PAN J S， TONG J M， TIAN M B. Fundamentals of Material Science ［M］. Beijing： Tsinghua University Press， 1998.

［8］张乐福，马武江，何龙，等．小型反应堆用A508．3钢管板锻件（国产）的显微组织和力学性能均匀性研究［J］.机械工程学报，2018，5（2）：103-109.

ZHANG L F， MA W J， HE L， et al. On the homogeneity of microstructure and mechanical properties for stream ［J］. Generator nbe Sheet， 2018，5（2）：103-109.

［9］张乐福，毛新阶，刘庆冬，等．蒸汽发生器下封头力学性能的均匀性分析［J］.核电设备，2018，11（6）：249-254.

ZHANG L F， MAO X J， LIU Q D， et al. Homogeneity of echanical ［J］. Properties of Steam Generator Lower Head， 2018，11（6）：249-254.

［10］赵品，谢辅洲，孙文山．材料科学基础［M］.哈尔滨：哈尔滨工业大学出版社，1999．

ZHAO P， XIE F Z， SUN W S. Fundamentals of Materials Science ［M］. Harbin： Harbin Institute of Technology Press， 1999.