核电Inconel 690管材挤压模拟与实验研究  

Simulation and experiment of nuclear power Inconel 690 pipe extrusion

作　　者：齐麦顺[1] 

机构地区：[1]燕山大学继续教育学院,河北秦皇岛066004

出　　处：《锻压技术》2010年第4期116-123,共8页Forging & Stamping Technology

摘　　要：根据Inconel 690合金热加工图,用数值模拟方法确定了Inconel 690合金管材挤压的加热温度T=1200℃和应变速率及与之相应的挤压速度V=80mm.s-1。依据核电装备对Inconel 690合金管材组织和力学性能方面的技术要求,通过对棒材进行挤压和固溶处理以及拉伸实验,确定了适合的挤压比为6和10。考虑到液压机最大压力为3000kN,选取挤压比8,经数值模拟得出最大挤压力为2360kN,符合液压机最大压力条件。Based on the hot working graph of Inconel 690 alloy,the heating temperature（1200℃）,strain rate and the corresponding extrusion rate（80mm·s-1）were determined by using numerical simulation method.The suited extrusion ratio（6 and 10） was gained by the microstructure and mechanical performance technical requirements of nuclear power equipment.The extrusion ratio of 8 was selected in view of the maximum hydraulic pressure（3000kN）,and the obtained maximum hydraulic pressure by numerical simulation（2360kN） was consitent with the condition of max-pressure of hydropress.

关 键 词：热加工图 固溶 拉伸 金相组织 

分 类 号：TG376.9[金属学及工艺—金属压力加工]