本发明属于热处理方法领域，具体涉及一种核岛超大截面锻件的热处理方法。
背景技术：
随着低碳环保的理念日渐深入人心，核电这种清洁能源越来越受到各国的重视。我国从上个世纪末开展核电设备国产化至今，第二代核电站反应堆核岛主设备已经完全实现了国产化，第三代核电以及我国自主知识产权的华龙一号核电机组核岛主设备目前正处于国产化阶段。随着新堆型功率的提升及核安全的最新要求，核岛重要部件的设计也正在向大型化和集成化方向发展，导致一些锻件由于截面超大，已经超出了在现有热处理手段下能够淬透的最大尺寸。如果仍按常规热处理条件执行，锻件心部的组织状态已经无法满足设计要求。这些大截面锻件在热处理过程中处于高温状态，受当前技术的制约，计算的方法并不能准确地描述部件心部材料在热处理过程中的温度变化及组织转变情况，同时采用等截面的试块进行模拟热处理，也并不能完全与实际热处理条件相吻合，若采用一比一的部件进行热处理模拟研究，其成本和时间将是十分巨大的。因此，大截面锻件心部材料在热处理过程中的温度变化及组织转变情况一直是极难了解的。
在实际生产，尤其是核岛主设备的制造过程中，由于热处理工艺设置不当导致的工件内部组织晶粒粗大、力学性能指标不符合要求等问题经常发生。造成了部件后续的重新热处理或者直接报废，增加制造成本，影响核电建设工期。另外，由于目前部件的验收试验取样部位除了全面解剖外对最大壁厚部位无更好的性能验证方法，也可能在设备服役期间出现一定的安全隐患。因此在保证质量的条件下实现批量化生产，不仅需要制造厂在制造技术上进行创新，还需要对性能热处理过程尤其是热处理工艺参数进行有效的控制。
核岛主设备中具有超大截面的设备有反应堆冷却剂主泵泵壳、反应堆压力容器法兰、反应堆压力容器一体化顶盖、蒸汽发生器管板等大型部件，它们是核电安全运行系统的重要组成部分。这些部件在运行时都需要与一回路冷却剂直接接触。运行条件苛刻(约300℃、16MPa含磷酸和硼酸的高温高压水)，对材料性能要求极高，除要求有良好的综合力学性能(足够的强度、较高的塑性韧性)外，还要求耐高温高压水腐蚀，具有良好的抗疲劳性能、易加工和焊接性能等。为了确保核电站的安全，以及进一步提高核电站的运行寿命，在原材料的生产制造中对这些核岛重要部件的质量提出更高的要求(核安全等级1级，质保等级QI级，抗震类别I级，清洁类别A级，焊缝等级为1级)，具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点。
目前，世界上已经商运和在建的核电站大部分是按照法国核岛设备设计建造委员会(AFCEN)制定的RCC-M《压水堆机械设备设计和建造规则》及美国的ASME标准制造的。反应堆压力容器及一回路主设备大部分选用美国牌号SA-508Gr3、法国牌号16MND5等材料制造。压水堆一回路主设备均采用锻造工艺，组织均匀，力学性能较好，但是由于制造工艺限制，部分核岛主设备尤其是一些异形件在锻造过程中各个部位的锻造比不同，如果在性能热处理过程中未能到达预定目标，会造成最终力学性能指标偏差，影响使用。
超大截面锻件性能热处理工艺过程中，热处理工艺参数设置尤为重要。超大截面锻件在淬火冷却过程中，与普通工件不同，容易产生较大的瞬时应力和残余应力，导致工件的畸变和开裂，由此造成的经济损失不可低估。为保证在淬火过程中既能获得相应的组织性能要求，又不至于产生较大的残余应力，减小淬裂可能性，应严格控制其淬火冷却速度。由于测试技术条件的限制，不能对热处理过程进行在线测量，只能依靠传统经验来制定零件热处理工艺，从而对设置热处理工艺参数具有很大的局限性。
另外，针对核岛重要部件的采购技术要求，对化学成分要求的规定，浇包中主要元素含量C:0.18-0.20％、Mn:1.2-1.5％、P≤0.008％、S≤0.008％、Si:0.15-0.40％、Cr≤0.20％、Ni:0.4-0.8％、Mo:0.45-0.55％、Cu≤0.08％。原料中不能添加Pb、Zn、Cd、Hg、Bi、Tm等低熔点材料。经过电弧炉和钢包精炼，调控微合金元素及杂质含量得到成分合格的钢液，然后真空浇注后锻造成型。此外，规范中还对材料的最终性能指标做出了明确要求，如室温拉伸(Rp0.2≥345MPa、Rm550-725MPa、A％≥18％和Z％≥38％)、350℃高温拉伸(Rp0.2≥285MPa、Rm≥490MPa、A％≥14％、Z％≥45％)、KV冲击(≥100J)、落锤试验(RTndt≤-21℃)、晶粒度≥5级、非金属夹杂物≤2级、各点硬度差≤30HB等。这就需要制造厂在性能热处理前严格按照工艺要求进行熔炼和锻造以到达目标要求，以防止由于化学元素超标或锻造缺陷而导致锻件报废。
由于性能热处理过程是保证锻件成型后性能和质量的重要工序，如何合理的选择热性能处理工艺参数也将十分重要。正常生产过程中，应尽可能避免出现各类由热处理参数设置不当所引起的冷裂纹、热裂纹、晶粒粗大等问题，必须在性能热处理前充分考虑热处理过程中各段冷却速率的影响因素和控制措施，设计出一种适用于核岛超大截面部件能获得优良性能的热处理工艺参数。
技术实现要素：
本发明目的是为了克服现有技术的不足而提供一种核岛超大截面锻件的热处理方法。
为达到上述目的，本发明所采用的技术方案为：一种核岛超大截面锻件的热处理方法，它包括以下步骤：
(b)预备热处理：将核岛超大截面锻件由室温升温至880～910℃进行保温，随后浸入水中冷却；
(c)调质处理：除去步骤(b)处理后的所述核岛超大截面锻件表面的氧化皮，再由室温升温至740～890℃进行保温，随后用水冷却；
(d)回火处理：将步骤(c)处理后的所述核岛超大截面锻件由室温升温至615～645℃保温后随炉冷却至室温即可。
优化地，所述预备热处理、调质处理和回火处理步中，温度的测量以安装在所述核岛超大截面锻件上的多个热电偶为准；多个所述热电偶分别安装在所述核岛超大截面锻件的最大壁厚和最小壁厚的内外表面。这样能够确保核岛超大截面锻件温度测量的准确性，保证热处理的效果，提高核岛超大截面锻件的质量。
进一步地，所述热电偶设置于金属压块内且焊接在所述核岛超大截面锻件的表面。多个所述热电偶之间的温度差为-10～10℃。所述核岛超大截面锻件开口较大的部位朝下放置于热处理炉中部，且其底部设有高度＞500mm的垫铁。这样能够保证岛超大截面锻件处于热处理炉温均匀性区间内。
优化地，它还包括步骤(a)粗加工：对所述核岛超大截面锻件进行粗加工使其单边留10～15mm的余量；当其具有台阶部位时，控制倒角大于R15，以利于后续步骤的加工。
优化地，步骤(b)中，先将所述核岛超大截面锻件升温至400～500℃，保温5～10小时；然后以每小时不超过60℃的升温速率升温至600～700℃，保温5～10小时；再以每小时不超过80℃的升温速率升温至880～910℃，保温10～18h；最后浸入水中冷却3～5小时。所述核岛超大截面锻件由保温处理至浸入水中的时间不超过5min，水温为10℃～15℃。此步骤中水池需有足够的容积、冷却设备以及大功率水泵，保证整个水池的水循环和温度平衡，在水池内和水池中部增设压缩空气管道，在工件入水时通入压缩空气增加水池内水的搅动。保证热处理的效果，提高核岛超大截面锻件的质量。
优化地，步骤(c)中，将步骤(b)处理后的工件在机床上表面加工3～5mm去除氧化皮，局部氧化皮未能完全去除部位可进行人工打磨或局部喷砂处理。将所述核岛超大截面锻件升温至400～500℃，保温5～10小时；然后以每小时不超过60℃的升温速率升温至600～700℃，保温8～15小时；再以每小时不超过80℃的升温速率升温至740～890℃，保温8～15小时；最后用高压喷水冷却1～5小时。保证热处理的效果，提高核岛超大截面锻件的质量。
优化地，步骤(d)中，先将所述核岛超大截面锻件升温至150～250℃，保温8～15小时；再以每小时不超过50℃的升温速率升温至615～645℃。保证热处理的效果，提高核岛超大截面锻件的质量。
由于上述技术方案运用，本发明与现有技术相比具有下列优点：本发明核岛超大截面锻件的热处理方法，通过多种热处理步骤对核岛超大截面锻件进行处理，能保证最大壁厚部位充分奥氏体化，使晶粒更加细化，调质温度介于AC1-AC3之间能更有效的加速入水或喷淋冷却前期的冷却速率，使最大壁厚部位心部区域的冷却能快速通过铁素体珠光体区，保证最大壁厚部位心部组织的可控性从而间接确保了最大壁厚部位的力学性能要求及使用要求；并能有效预防热裂纹和冷裂纹的产生，大大提高了成品合格率。
具体实施方式
下面将对本发明优选实施方案进行详细说明。
实施例1
本实施例提供一种核岛超大截面锻件(材质为SA508Gr3)的热处理方法，它包括以下步骤：
(a)粗加工：将核岛超大截面锻件的最大壁厚内外表面处加工至接近交货尺寸，单边留10～15mm余量；若有台阶部位，倒角应大于R15；并在该核岛超大截面锻件最大壁厚和最小壁厚的内外表面分别放置热电偶(热电偶置于金属压块内以焊接的方式与锻件相连，后续热处理保温过程中热电偶间的温度偏差不超过±10℃)。
(b)预备热处理：将核岛超大截面锻件开口较大部位朝下放置于热处理炉中部，并在其底部放置高度大于500mm的垫铁；以接触在工件上的热电偶为准从室温开始进行升温(升温速率为200℃/小时)，在450℃保温6h；然后升温至650℃(升温速率为150℃/小时)，保温6h；然后再升温至890℃(升温速率为55℃/小时)，保温16.5h后入水冷却6h。从热处理炉开炉门至锻件完全入水时间不超过5min，水池水温控制在10℃～15℃之间，水池需有足够的容积和冷却设备以及大功率水泵，保证整个水池的水循环和温度平衡，在水池内和水池中部增设压缩空气管道，在工件入水时通入压缩空气增加水池内水的搅动。
(c)调质处理：除去步骤(b)处理后的所述核岛超大截面锻件安装在机床上，加工除去其表面的氧化皮(通常为3～5mm，局部氧化皮未能完全去除部位可进行人工打磨或局部喷砂处理)；以接触在锻件上的热电偶为准从室温开始进行升温(升温速率为150℃/小时)，在450℃保温6h；然后升温至650℃(升温速率为55℃/小时)，保温10h；然后再升温至745℃(升温速率为25℃/小时)，保温10h后使用高压喷水冷却2.5h，随后置于常温水池中冷至室温。
(d)回火处理：以接触在工件上的热电偶为准从室温开始进行升温，将步骤(c)处理后的所述核岛超大截面锻件由室温升温至180℃(升温速率为150℃/小时)，保温10小时；再升温至640℃(升温速率为50℃/小时)，保温15h后随炉冷却至室温即可。
对经该热处理方法处理后的核岛超大截面锻件进行性能测试，测得各项性能指标如表1至表4所示。
表1实施例1中核岛超大截面锻件的拉伸性能数据
表2实施例1中核岛超大截面锻件的冲击性能数据
表3实施例1中核岛超大截面锻件的落锤试验数据
表4实施例1中核岛超大截面锻件的硬度检验数据(里氏硬度)
实施例2
本实施例提供一种核岛超大截面锻件(材质为SA508Gr3)的热处理方法，其步骤与实施例1中的基本一致，不同的是：各步骤中升温速度和保温温度不一致，具体为：
步骤(b)中，以接触在工件上的热电偶为准从室温开始进行升温(升温速率为200℃/小时)，在400℃保温10h；然后升温至600℃(升温速率为50℃/小时)，保温10h；然后再升温至890℃(升温速率为55℃/小时)，保温10h后入水冷却3h；
(c)调质处理：以接触在锻件上的热电偶为准从室温开始进行升温(升温速率为150℃/小时)，在400℃保温10h；然后升温至600℃(升温速率为50℃/小时)，保温15h；然后再升温至750℃(升温速率为65℃/小时)，保温15h后使用高压喷水冷却2h，喷水后置于常温水池中冷至室温。
(d)回火处理：以接触在工件上的热电偶为准从室温开始进行升温，将步骤(c)处理后的所述核岛超大截面锻件由室温升温至150℃(升温速率为150℃/小时)，保温15小时；再升温至645℃(升温速率为60℃/小时)，保温10h后随炉冷却至室温即可。
对经该热处理方法处理后的核岛超大截面锻件进行性能测试，测得各项性能指标如表5至表8所示。
表5实施例2中核岛超大截面锻件的拉伸性能数据
表6实施例2中核岛超大截面锻件的冲击性能数据
表7实施例2中核岛超大截面锻件的落锤试验数据
表8实施例2中核岛超大截面锻件的硬度检验数据(里氏硬度)
实施例3
本实施例提供一种核岛超大截面锻件(材质为SA508Gr3)的热处理方法，其步骤与实施例1中的基本一致，不同的是：各步骤中升温速度和保温温度不一致，具体为：
步骤(b)中，以接触在工件上的热电偶为准从室温开始进行升温(升温速率为200℃/小时)，在500℃保温5h；然后升温至700℃(升温速率为100℃/小时)，保温5h；然后再升温至900℃(升温速率为50℃/小时)，保温18h后入水冷却5h；
(c)调质处理：以接触在锻件上的热电偶为准从室温开始进行升温(升温速率为200℃/小时)，在500℃保温5h；然后升温至700℃(升温速率为50℃/小时)，保温8h；然后再升温至910℃(升温速率为50℃/小时)，保温10h后使用高压喷水冷却4h，喷水后置于常温水池中冷至室温。
(d)回火处理：以接触在工件上的热电偶为准从室温开始进行升温，将步骤(c)处理后的所述核岛超大截面锻件由室温升温至250℃(升温速率为250℃/小时)，保温8小时；再升温至650℃(升温速率为80℃/小时)，保温12h后随炉冷却至室温即可。
对经该热处理方法处理后的核岛超大截面锻件进行性能测试，测得各项性能指标如表9至表12所示。
表9实施例3中核岛超大截面锻件的拉伸性能数据
表10实施例3中核岛超大截面锻件的冲击性能数据
表11实施例2中核岛超大截面锻件的落锤试验数据
表12实施例2中核岛超大截面锻件的硬度检验数据(里氏硬度)
上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。