一、标准立项背景

　　近年来，为解决能源问题，同时兼顾环境保护，我国核电事业飞速发展。作为核电站中连接反应堆压力容器、主泵和蒸汽发生器，承担着传输放射性冷却介质的厚壁管道——核电主管道的应用范围不断扩大。第三代核电站是较二代核电站更安全、更经济的核电站，目前国内主流的第三代核电站有AP1000、ACP1000、ACPR1000以及CAP1400等机型。由于核电站的寿命更长、安全性更高并且发电功率更大，第三代核电站的主管道尺寸很大，形状极为复杂，采用整体超低碳控氮奥氏体不锈钢锻件，而超低碳控氮奥氏体不锈钢变形抗力大、可锻温度范围窄、裂纹敏感性强，热处理过程无相变，不能通过热处理细化晶粒，晶粒的均匀性和晶粒尺寸必须通过锻造来保证，因此，锻造对于保证主管道锻件质量的重要性不言而喻。

　　然而，目前我国没有关于核电主管道管坯锻造成形工艺相关的标准，使得核电主管道锻件的设计、生产缺乏指导性的依据，对锻件的工艺编制、工艺参数确定、锻前加热温度和保温时间、变形程度、变形设备及原材料准备等方面仍然没有相应的标准规范可以适用，技术标准的研究与制定工作严重滞后的问题日显突出。为解决我国核电主管道锻造生产领域国家标准缺失问题，特制定本标准，目的在于能够指导核电站主管道管坯锻造工艺编制，成功锻造出满足工艺尺寸要求和内部质量要求的管坯锻件。对推动和实现我国三代核电技术的自主化、主设备的国产化以及核电“走出去”均有十分重要的战略意义。

　　二、标准适用范围

　　标准规定了第三代核电主管道管坯锻件的工艺流程和工艺编制原则。适用于主截面尺寸(含主管直径及管嘴高度)在250 mm～2000 mm范围、长度尺寸在1500 mm～10000 mm范围的第三代核电站主管道奥氏体不锈钢锻件。

　　三、标准主要内容

　　1. 工艺流程：根据主管道锻件形状，分为带管嘴及不带管嘴两种结构形式。标准起草组分别明确了带管嘴锻件和不带管嘴锻件的工艺流程，其中，工艺流程中的制坯工步，根据各厂家采用的不同锻造工艺方法，可制成实心锻坯或空心锻坯。此工艺流程能够更好地指导工艺的制定。

　　2.钢锭的选用：电渣锭在纯净性和均匀性方面具有明显的优势，对于高标准要求的主管道锻件，宜采用电渣重熔钢锭锻造，并明确了电渣重熔钢锭的参考利用率。电渣重熔钢锭的表面质量状况对于后续锻造的质量控制有直接影响，为保证锻造过程顺利，标准明确了电渣重熔钢锭表面质量要求和缺陷处理方式。

　　3.锻造设备的选定：主管道锻件采用奥氏体不锈钢材料，锻造变形抗力大，而且随着锻造坯料截面尺寸增大，要求的压机载荷也越高。本标准根据不同坯料的截面尺寸明确了对应需要的锻造设备公称压力，可为工艺编制时选择锻造设备提供依据。

　　4.加热规范：主管道奥氏体不锈钢导热性差，裂纹敏感性强，且主管道的锻造是一个多工步、多火次的锻造过程，钢锭或坯料需经历反复的加热、锻造过程，合理的加热规范是控制锻造裂纹和晶粒度的重要因素，直接关系锻件质量。起草工作组根据不同的锻造条件，制定了对应的加热规范，分别明确了压钳口火次、主变形火次以及成形火次的锻造温度范围（包含始锻温度和终锻温度）及保温时间范围，同时，在终成形阶段，基于晶粒度的控制并结合剩余锻比的情况，给出了锻造温度设定原则。当钢锭或坯料温度较低，需加热或再加热时，分钢锭及坯料的表面温度小于550 ℃和不小于550 ℃的情况，分别给定了具体的加热规范。对锻造工装的预热温度也给出了推荐温度。

　　5.锻造比的确定：第三代核电站主管道锻件采用大型钢锭锻造，需达到充足的总锻比以实现钢锭锻透压实，保证锻件的组织致密性，同时，每火次的锻造变形程度或变形量参数对再结晶细化晶粒也有决定性作用。基于以上质量保证要求，本标准对锻件总锻比和关键火次的分锻比作出相应要求，即：锻件主截面总锻造比应大于3，钢锭直接拔长主截面锻造比不足时，应先镦粗再拔长；各火次变形部位变形量均应大于临界变形量；对于直接拔长出成品的锻件，每火次拔长锻造比宜不小于1.3；为了有足够的变形以保证再结晶的发生，最终成形火次锻造比宜不小于1.2。

　　6.制坯、预成形及终锻成形：主管道材料特殊，结构复杂，质量要求高，其锻造涉及的过程控制细节多且对锻造质量有重要影响，标准起草组总结出了制坯、预成形及终锻成形的重要控制要点，并明确了控制要求，包括钳口位置和分料长度的设置原则，火次的划分及变形量等的控制原则，拔长、清伤及锻后冷却方式的选择原则等，给锻造工艺制定提供了具体指导。

　　四、标准实施意义