反应堆主管道热段弯管及其制造方法实施方式

• 实施例1

《反应堆主管道热段弯管及其制造方法》的主管道热段弯管，包括弯曲半径1.5D的弯曲段1、设置在弯曲段1两端的直管段2以及直管段2.上靠近弯曲段1的部位设置的两个管嘴3构成的管体，D为管体外径。两个管嘴3分别设置在弯曲段1两端的直管段2.上，两个管嘴3的轴线不在同一平面上。管体采用超低碳不锈钢制作，管体为整体锻件的一体结构。其中，弯曲段1通过模压成型，直管段2和管嘴3采用机加工成型。采用上述方法以及组合成型模具模压加工弯曲段1，芯模填充管体的管内空间的体积为95%，加工后对产品进行测试，满足设计要求。

• 实施例2

《反应堆主管道热段弯管及其制造方法》的主管道热段弯管，包括弯曲半径R=1.5D的弯曲段1、设置在弯曲段1两端的直管段2以及直管段2上靠近弯曲段1的部位设置的两个管嘴3构成的管体，D为管体外径。两个管嘴3同时设置在弯曲段1一端的直管段2.上，两个管嘴3的轴线处于同一平面上。管体采用超低碳不锈钢制作，管体为整体锻件的一体结构。其中，弯曲段1通过模压成型，直管段2和管嘴3采用机加工成型。采用上述方法以及组合成型模具模压加工弯曲段1，芯模填充管体的管内空间的体积为97.5%，加工后对产品进行测试，满足设计要求。

1、反应堆主管道热段弯管，包括弯曲半径R=1.5D的弯曲段（1）、设置在弯曲段（1）两端的直管段（2）以及直管段（2），上靠近弯曲段（1）的部位设置的两个管嘴（3）构成的管体，其特征是：管体为整体锻件的一体结构，弯曲段（1）通过芯模填充管体内空间的填充率大于95%的组合成型模具模压成型，直管段（2）和管嘴（3）采用机加工成型，其中，D为管体外径。

2、如权利要求1所述的反应堆主管道热段弯管，其特征是：两个管嘴（3）分别设置在弯曲段（1）两端的直管段（2）上，两个管嘴（3）的轴线不在同一平面上。

3、如权利要求1所述的主管道热段弯管，其特征是：两个管嘴（3）同时设置在弯曲段（1）一端的直管段（2）.上，两个管嘴（3）的轴线处于同一平面上。

4、如权利要求1、2或3所述的反应堆主管道热段弯管，其特征是：管体采用超低碳不锈钢制作。

5、反应堆主管道热段弯管的制造方法，其特征是：包括如下步骤：A、制作包括上模（4）、下模（5）和芯模的组合成型模具，芯模采用金属制作，芯模填充管体内空间的填充率大于95%，其中，填充率为芯模体积与管内空间体积之比。

B、按照管体的各部分结构外形制作出直管状的管坯；

C、对管坯进行机加工，加工出管体内孔和外圆周、管嘴（3）内孔和外圆周。

D、将芯模装入管坯，然后置于上模（4）与下模（5）之间压制成型；

E、取出芯模，机加工管体两端的端面及其管嘴（3）的端面；

F、全表面抛光。

6、如权利要求5所述的反应堆主管道热段弯管的制造方法，其特征是：在步骤C后进行超声波探伤。

7、如权利要求6所述的反应堆主管道热段弯管的制造方法，其特征是：在步骤D后对整个管体进行固溶处理。

8、如权利要求7所述的反应堆主管道热段弯管的制造方法，其特征是：在步骤F后进行液体渗透检验和第二次超声波探伤。

9、如权利要求5、6、7或8所述的反应堆主管道热段弯管的制造方法，其特征是：芯模填充管体内空间的填充率为97.5%。

《反应堆主管道热段弯管及其制造方法》涉及一种用于第三代核电站的反应堆主管道热段弯管及其制造方法。

图1是《反应堆主管道热段弯管及其制造方法》中一种结构形式的反应堆主管道热段弯管的主视图。

图2是图1中沿A一A方向的剖视图。

图3是图1中沿B-B方向的剖视图。

图4是该发明中另一种结构形式的反应堆主管道热段弯管的主视图。

图5是该发明中一种结构形式的反应堆主管道热段弯管的管坯的剖视图。

图6是该发明中另一种结构形式的反应堆主管道热段弯管的管坯的剖视图。

图7是该发明的采用组合成型模对弯度段进行成型加工的示意图。

图8是沿图7中C-C方向的剖视图。

图9是图7中凸型下芯模和凹型下芯模的配合关系分解示意图。

图10是常用弯头压制成型原理图。

图11是1.5D长半径弯头坯料图。

反应堆主管道热段弯管及其制造方法专利目的

《反应堆主管道热段弯管及其制造方法》所要解决的技术问题是提供一种满足第三代核电站技术要求的反应堆主管道热段弯管及其制造方法。

反应堆主管道热段弯管及其制造方法技术方案

《反应堆主管道热段弯管及其制造方法》解决其技术问题所采用的技术方案是：主管道热段弯管，包括弯曲半径R=1.5D的弯曲段、设置在弯曲段两端的直管段以及直管段上靠近弯曲段的部位设置的两个管嘴构成的管体，其特征是：管体为整体锻件的一体结构，弯曲段通过芯模填充管体内空间的填充率大于95%的组合成型模具模压成型，直管段和管嘴采用机加工成型，其中，D为管体外径。这样，其整体锻件的主管道热段弯管经过模压成型后，其管体的金属组织和性能可以得到有效的保证。上述反应堆主管道热段弯管，其两个管嘴可以是分别设置在弯曲段两端的直管段_上，两个管嘴的轴线不在同一平面上；也可以是两个管嘴同时设置在弯曲段一端的直管段上，两个管嘴的轴线处于同一平面上。上述管体采用超低碳不锈钢制作。

主管道热段弯管的制造方法，其特征是：包括如下步骤：

A、制作包括上模、下模和芯模的组合成型模具，芯模采用金属制作，芯模填充管体内空间的填充率大于95%；其中，填充率为芯模体积与管内空间体积之比。

B、按照管体的各部分结构外形制作出直管状的管坯；

C、对管坯进行机加工，加工出管体内孔和外圆周、管嘴内孔和外圆周；

D、将芯模装入管坯，然后置于上模与下模之间压制成型：

E、取出芯模，机加工管体两端的端面及其管嘴的端面；

F、全表面抛光。

在步骤C后进行超声波探伤，在步骤D后对整个管体进行固溶处理，在步骤F后进行液体渗透检验和第二次超声波探伤。作为对上述技术方案的优化，芯模填充管体内空间的填充率为97.5%。

反应堆主管道热段弯管及其制造方法有益效果

《反应堆主管道热段弯管及其制造方法》的有益效果是：由于主管道热段弯管采用整体锻件的一体结构且弯曲段通过模压成型，不仅满足了主管道热段弯管的技术要求，同时与机加工的主管道热段弯管相比，其管体的金属组织和性能可以得到更加有效的保证，同时还降低了机加工难度，金属切削量少，毛坯件重量减少50%以上，极大的降低了加工制作难度和成本。整套模具没有加工难度，用一般的机加工设备就能制造，还可应用于带有直管段和弯曲段的一体化大型管件的加工制作。

截至2008年3月，新设计的第三代大型AP1000压水堆核电站，是当前世界上二代核电站和二代加核电站的更新换代机型。它的主要优点有使用寿命从以前的40年增加到了60年，单座核电站的装机容量达到125万千瓦。由于技术提高，要求设备尽量减少焊缝，减少了很多的在役检验工作量，还有结构紧凑、安全性好、发电量大等优点，但也有制造难度大等缺点。它的主管道热段弯管由原来的不锈钢分段铸件（直管采用离心铸造和弯头采用普通铸造）焊接改成不锈钢整锻带管嘴一体化，并将分段的直管、弯头、管嘴设计成了一体化锻件，加大了制造的难度。截至2008年之前，AP1000反应堆还没有在建机组，中国率先起动这一机型，主管道热段弯管也要求是整锻式并带管嘴，因形状复杂，制造难度非常大，提供的制造方案是整体锻造后用机械加工的方法加工而成。锻件所需的不锈钢锭达到150吨，而且，管内孔几乎难于用机械的方法加工而成，锻件的组织和性能也难于保证。当前世界对AP1000主管道热段弯管都还没有成熟的制造技术，它是超低碳不锈钢大锻件（316LN），类似的产品世界上都很少，因此，在冶炼、锻造、弯曲成型、机加工等工序上都有较多的技术难点。热段弯管一端直管长度2235毫米，另一端直管长度1234毫米，中间为1.5D弯曲半径弯管，并在靠近弯曲部位处有两个一体化管嘴如图1~4所示。该热段弯管的外径为952.5米，内径为787.4米，弯曲段的弯曲角度为56.4°，其技术要求是：弯曲部位不圆度≤4%，弯曲背弧减薄量≤12.5%，名义壁厚82.55毫米，最小壁厚72.2毫米。

2010年11月，《反应堆主管道热段弯管及其制造方法》获得第十二届中国专利优秀奖。 2100433B

国际上反应堆容器材料大型锻件制造商主要有日本制钢所(J SW) 、法国克鲁索、韩国斗山重工等。其中J SW 整体技术水平世界领先，2007 年产锻件8. 7 万吨，它拥有600t 级钢锭制造能力，装备有2 台300t 炼钢天车、100t 电渣重熔炉。法国克鲁索公司拥有空心钢锭制造技术，在筒形锻件制造上独占鳌头。斗山重工的生产能力世界最大，2007 年生产锻件12 万吨。

我国有3 大重型机械厂，都拥有12000t 自由锻造水压机，可供生产核电压力容器大锻件之用。一重有生产船用小型反应堆设备的经验，二重有生产高压容器条件，三重曾为秦山一期核电站生产过压力容器锻件，他们在劳动生产率和技术水平上与国外先进水平之间差距正在缩小。