AP1000堆型核电CMT锻件质量稳定性评价探讨

【摘要】本文通过对第一重型机械有限公司驻厂选点见证收集的AP1000堆型（采用SA-508Gr.3Cl.1材料核电锻件）堆芯补水箱的力学性能数据（抗拉强度和屈服强度）进行整理，利用数据统计方法进行直方图图表编制，从而分析数据分布的质量规律，来证明核电锻件的质量稳定性，说明AP1000堆型采用SA-508Gr.3Cl.1材料制造CMT核电锻件的技术基本掌握，质量基本满足要求，但是直方图存在孤岛和不对称问题，需要继续采取措施完善工艺，提高质量稳定性。

【关键词】SA-508Gr.3Cl.1；CMT核电锻件；力学性能数据；直方图；质量稳定性

在我国十二五规划中，核电要求引进消化先进的AP1000堆型，目前实验机组（三门1、2号机组和海阳1、2号机组）正在建造中，核电锻件国产化正在第一重型机械有限公司（下面简称一重）、二重等制造厂进行研发生产，目前，堆芯补水箱（简称CMT）部分锻件已经交付。通过在监督中对锻件力学性能数据的收集整理和分析，对一重SA-508Gr.3Cl.1材料核电锻件CMT的热处理和锻造制造技术进行质量稳定评价。

一、数据列表

由于SA-508Gr.3Cl.1材料的核电锻件力学性能数据要求相同，如堆芯补水箱锻件封头、壳体、压力容器锻件筒体、整体顶盖等。以下为在一重监督中整理的AP1000堆型三门1、2号和海阳1、2号堆芯补水箱锻件的力学性能数据，（说明：锻件合格已经交付，未选点的数据未收集，但全部符合性能要求）列表如下：

二、图表编制

为了制作直方图，对以上47个抗拉强度和47个屈服强度数据进行分组整理，47个数据分为9组，组距11（最大值648与最小值550之差除于9），列表如下：抗拉强度560Mpa和610Mpa之间，仅有648、647两个数据较大，为海阳2号封头。需单独分析。

（一）抗拉强度：列表

（二）屈服强度：

从最小值353Mpa到513Mpa，分为8组，345-420、-430、431-441、442-452、453-463、464-474、475-485

三、结论

1、由于实验数据较少，仅能表明基本满足质量分布规律，需要增加实验数据；

2、抗拉强度和屈服强度直方图非常相似，说明数据真实有效；

3、从表中可以看出，CMT锻件质量分布规律很合理，（除海阳2#封头抗拉强度和屈服强度偏大外）全部性能合格；压力容器锻件不合格较多，抗拉强度偏低不满足550-725Mpa要求；

4、单独分析海阳2#封头抗拉强度和屈服强度偏大原因。抗拉强度和屈服强度均大于平均值，落锤值稍小于平均值，符合实际规律，深层次原因须继续跟踪查找。

参考文献

[1]ASME 1998版+2000版补遗/ASME Code 1998 Edition through 2000 Addenda；

[2]ASME 第Ⅲ卷NB-2000 和NB-4000/ASME Code Section III， NB-2000 andNB-4000；

[3]ASME第Ⅱ卷SA-508/SA-508M压力容器用经真空处理的淬火加回火碳钢和合金钢锻件；ASME Code Section II， SA-508/SA-508M Specification for Quenchedand ；TemperedVacuum-Treated Carbon and Alloy Steel Forgings for PressureVessels；