核反应堆压力容器主螺栓热处理工艺

李亚菲， 王玉红， 李家驹

反应堆压力容器是反应堆一回路冷却剂系统的重要承压边界， 是整个核电站的核心设备。 主螺栓是压力容器设备中容器法兰和顶盖的连接紧固件， 对避免核放射性物质外逸， 保障压力容器正常工作起着重要作用[1～2]。 核反应堆压力容器主螺栓不仅要具有高的屈服强度和抗拉强度， 而且要有很高的的塑性和冲击韧性。 为了获得高强度和高塑韧性匹配的综合力学性能， 本文设计了多种热处理方案， 对试料进行模拟热处理。 在热处理后对试料进行拉伸和冲击试验， 通过对检测结果对比分析， 确定合理的热处理工艺。 经过主螺栓产品实践证明该热处理工艺行之有效。

1 性能要求与难点

（1） 材料与力学性能要求

反应堆压力容器主螺栓锻件材质是40NCDV7-03（ 见 表1， 表2） 。 性 能 热 处 理 的 试 样 尺 寸 为Ø210 mm×2 200 mm。 性能检验取样方式为D×D/4（距端面距离为D， 距外圆距离为D/4， D 为试样直径）。

表1 化学成分 （wt.%）

表2 力学性能要求

*每组三个试样中只允许一个试样的试验结果低于规定的最小平均值。

（2） 热处理难点

40NCDV7-03 为典型的中碳低合金超高强度钢， 常规热处理工艺较容易获得较高的强度指标，但难以同时得到较高的塑韧性。

2 热处理模拟

（1） 热处理工艺方案

提高钢的纯净度， 降低钢中夹杂物、 气体及有害杂质元素的含量， 有利于提高钢的塑韧性[3]，为此采取电渣重熔的冶炼方式。

本文设计8 种主螺栓热处理工艺方案（ 见表3） ， 主要考虑淬火温度， 淬火冷却方式、 回火温度、 回火次数及回火冷却方式对力学性能的影响。……