大型薄壁筒体锻件热处理过程中减小变形的方法

    公开(公告)号:CN102534164B

    公开(公告)日:2014-07-30

    申请号:CN201010581196.X

    申请日:2010-12-09

    Abstract: 本发明公开了一种大型薄壁筒体锻件热处理过程中减小变形的方法,首先在热处理炉内铺放井字形垫铁,以所述井字形垫铁作为支撑工装,然后调整井字形垫铁的水平度,使井字形垫铁处于水平状态,最后将大型薄壁筒体锻件垂直放置在井字形垫铁上,经过井字形垫铁中心且垂直于井字形垫铁所在水平面的直线与锻件的轴线重合;该方法支撑点均匀,支撑面平整,增加了锻件与工装的接触面积,从而显著减小了大型薄壁筒体锻件在高温加热时发生的热处理变形。本发明还公开一种大型薄壁筒体锻件热处理过程中减小变形的工装,所述支撑工装为井字形垫铁,该工装结构简单,便于加工,能够改善热处理中锻件支撑不均匀的情况。

    大型薄壁筒体锻件热处理过程中减小变形的方法及工装

    公开(公告)号:CN102534164A

    公开(公告)日:2012-07-04

    申请号:CN201010581196.X

    申请日:2010-12-09

    Abstract: 本发明公开了一种大型薄壁筒体锻件热处理过程中减小变形的方法,首先在热处理炉内铺放井字形垫铁,以所述井字形垫铁作为支撑工装,然后调整井字形垫铁的水平度,使井字形垫铁处于水平状态,最后将大型薄壁筒体锻件垂直放置在井字形垫铁上,经过井字形垫铁中心且垂直于井字形垫铁所在水平面的直线与锻件的轴线重合;该方法支撑点均匀,支撑面平整,增加了锻件与工装的接触面积,从而显著减小了大型薄壁筒体锻件在高温加热时发生的热处理变形。本发明还公开一种大型薄壁筒体锻件热处理过程中减小变形的工装,所述支撑工装为井字形垫铁,该工装结构简单,便于加工,能够改善热处理中锻件支撑不均匀的情况。

    热壁加氢反应器大锻件的锻后热处理方法

    公开(公告)号:CN103849745B

    公开(公告)日:2016-01-06

    申请号:CN201210513789.1

    申请日:2012-12-04

    Abstract: 本发明公开了一种热壁加氢反应器大锻件的锻后热处理方法,用于对材料为12Cr2Mo1,外径为1500~4500mm,壁厚为100~300mm的热壁加氢反应器锻件进行锻后热处理,其特征在于,包括如下步骤:第一步,控制锻造终锻温度,然后空冷至锻件表面温度为250~350℃;再将锻件送入加热炉内;第二步,使加热炉腔的温度以≤80℃/h的速度升温至600~700℃保温;第三步,以加热炉的最大功率升温至880~930℃保温;第四步,将工件出炉水冷至工件表面温度≤80℃;第五步,将工件送入加热炉内待料,然后使加热炉腔的温度以≤80℃/h的速度升温至650~720℃保温;之后出炉空冷。本发明能够在保证锻件质量的同时,在锻后热处理工艺中兼顾性能,有效地降低热壁加氢反应器锻件的生产周期及成本。

    核电容器用SA508-3大型锻件的性能热处理方法

    公开(公告)号:CN103820705B

    公开(公告)日:2016-01-06

    申请号:CN201210468761.0

    申请日:2012-11-19

    Abstract: 本发明公开了一种核电容器用SA508-3大型锻件的性能热处理方法,用于对材料为SA508-3,外径为3.5~6.5m、高度不超过5m、壁厚为100~250mm的核电容器用锻件进行性能热处理,包括以下步骤:第一步,第一次淬火;将锻件进炉加热至600~700℃后保温4~5小时;然后以≤100℃/小时的升温速度加热至880~920℃之间保温4~5小时;之后出炉水冷至室温;第二步,第二次淬火;第三步,回火;将锻件以≤100℃/小时的升温速度加热至635~660℃后保温4~5小时,出炉空冷。本发明在高温回火前采用多次淬火操作,通过多次淬火细化组织,最终通过回火调整得到所需性能,能够在保证强度合格的基础上,提升核电大型锻件低温韧性,从而满足核电大型锻件的性能要求。

    热壁加氢反应器大锻件的锻后热处理方法

    公开(公告)号:CN103849745A

    公开(公告)日:2014-06-11

    申请号:CN201210513789.1

    申请日:2012-12-04

    Abstract: 本发明公开了一种热壁加氢反应器大锻件的锻后热处理方法,用于对材料为12Cr2Mo1,外径为1500~4500mm,壁厚为100~300mm的热壁加氢反应器锻件进行锻后热处理,其特征在于,包括如下步骤:第一步,控制锻造终锻温度,然后空冷至锻件表面温度为250~350℃;再将锻件送入加热炉内;第二步,使加热炉腔的温度以≤80℃/h的速度升温至600~700℃保温;第三步,以加热炉的最大功率升温至880~930℃保温;第四步,将工件出炉水冷至工件表面温度≤80℃;第五步,将工件送入加热炉内待料,然后使加热炉腔的温度以≤80℃/h的速度升温至650~720℃保温;之后出炉空冷。本发明能够在保证锻件质量的同时,在锻后热处理工艺中兼顾性能,有效地降低热壁加氢反应器锻件的生产周期及成本。

    核电容器用SA508-3大型锻件的性能热处理方法

    公开(公告)号:CN103820705A

    公开(公告)日:2014-05-28

    申请号:CN201210468761.0

    申请日:2012-11-19

    Abstract: 本发明公开了一种核电容器用SA508-3大型锻件的性能热处理方法,用于对材料为SA508-3,外径为3.5~6.5m、高度不超过5m、壁厚为100~250mm的核电容器用锻件进行性能热处理,包括以下步骤:第一步,第一次淬火;将锻件进炉加热至600~700℃后保温4~5小时;然后以≤100℃/小时的升温速度加热至880~920℃之间保温4~5小时;之后出炉水冷至室温;第二步,第二次淬火;第三步,回火;将锻件以≤100℃/小时的升温速度加热至635~660℃后保温4~5小时,出炉空冷。本发明在高温回火前采用多次淬火操作,通过多次淬火细化组织,最终通过回火调整得到所需性能,能够在保证强度合格的基础上,提升核电大型锻件低温韧性,从而满足核电大型锻件的性能要求。

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