[發明專利]一種燃料用不銹鋼包殼管制造工藝

在審

• 申請號: 201711372390.5
• 申請日: 2017-12-19
• 公開（公告）號: CN108160743A
• 公開（公告）日: 2018-06-15
• 發明（設計）人: 王寶順;楊晨;孫文強;謝飛;王曼
• 申請（專利權）人: 浙江久立特材科技股份有限公司
• 主分類號: B21C37/06
• 分類號: B21C37/06;C21D8/10
• 代理公司: 杭州千克知識產權代理有限公司 33246
• 代理人: 裴金華

一種燃料用不銹鋼包殼管制造工藝，包括以下步驟：步驟一，鋼坯準備，冶煉鋼錠并鍛造成形；步驟二，熱擠壓，采用熱擠壓工藝將鋼錠制成荒管；步驟三，冷加工，對荒管進行至少兩道次冷加工以完成包殼管的制作。本發明的制備工藝能夠確保包殼管的力學性能、尺寸精度可以滿足核反應堆燃料組件的需要。

技術領域

本發明涉及不銹鋼包殼管生產技術領域，具體涉及一種燃料用不銹鋼包殼管制造工藝。

背景技術

AP1000是美國西屋公司向中國轉讓的第三代先進核電技術。在此基礎上，國內經過多年的技術消化、吸收，通過再創新開發了具有我國自主知識產權、功率更大的非能動CAP1400、“華龍一號”等第三代先進核電技術。核電是一種清潔能源，根據國家《核電中長期發展規劃》將大力發展商業核電站的建設，預計到2020年左右至少要新建30臺百萬千瓦級的核電機組。因此，第三代先進壓水堆核電站的建設在我們國家得到蓬勃發展，如浙江三門核電1號機組、福建福清核電5號機組相繼開工建設。

先進核電技術中，反應堆是核電站的心臟，其堆芯通常由一系列的燃料組件、控制棒組件等組成，而這些組件則主要由大量的包殼管，如燃料包殼、黑棒控制棒包殼、灰棒控制棒包殼所構成。核反應堆包殼材料暴露在高溫及高快中子通量輻照場下，在壽期內需要具有良好的抗腐蝕性和抗輻照腫脹性，良好的高溫力學性能，此外還要求它具有嚴格的尺寸精度及極高的表面質量。通常來講，這些包殼管為不銹鋼且具有外徑小、壁厚薄、尺寸精度高，抗中子輻照性能好等特點。這類燃料用不銹鋼包殼管的質量會直接影響到核電站的安全和運行，因此，這類燃料用不銹鋼包殼管的制造工藝，極其困難和復雜，且生產周期長。為生產這樣的包殼管必須從冶煉、熱加工、冷加工、及檢驗等方面嚴格加以控制。目前，大多從國外引進，國內還不具備批量生產的能力，這對于國家核電發展和能源安全都是一個瓶頸。

發明內容

本發明的目的是提供一種燃料用不銹鋼包殼管制造工藝，解決現有核反應堆包殼的制備問題，滿足包殼的使用要求。

本發明的上述技術目的是通過以下技術方案得以實現的：一種燃料用不銹鋼包殼管制造工藝，其特征在于，包括以下步驟：

步驟一，鋼坯準備，冶煉鋼錠并鍛造成形；

步驟二，熱擠壓，采用熱擠壓工藝將鋼錠制成荒管；

步驟三，冷加工和固溶熱處理，對荒管進行至少兩道次冷加工和固溶熱處理以完成包殼管的制作。使用冷加工以更好的控制包殼管的加工成型精度。

作為本發明的優選，所述步驟一中采用真空感應爐加真空自耗重工藝或者真空感應爐加電渣重熔工藝進行鋼錠冶煉。

作為本發明的優選，所述步驟二熱擠壓處理中，鋼坯感應加熱溫度為1180-1250℃，熱擠壓速度為100-250mm/s，擠壓比為18-27。

作為本發明的優選，所述步驟三中，中間道次冷加工變形延伸系數介于1.5-5.5之間。

作為本發明的優選，所述步驟三中，最后一道次冷加工變形延伸系數介于1.08-1.25之間。

作為本發明的優選，所述步驟三中，固溶熱處理溫度為950-1080℃，保溫時間為1-10min，最后一個道次冷加工前管材必須進行固溶熱處理。

作為本發明的優選，所述第三步驟中對包殼管進行處理的最后一道工序為冷加工變形，加工后不再進行固溶熱處理工序，包殼管內表面和外表面不允許進行修磨、拋光和矯直處理，最后一道次冷加工變形后包殼管內表面、外表面粗糙度均≤0.63 。

作為本發明的優選，最終冷加工成形后的包殼管經過清洗后，需要進行超聲波探傷，超聲波樣管切槽為V型或U型，切槽深度為0.03-0.08mm，切槽寬度為0.05-0.15mm。