高性能大锻件控形控性理论及应用

制造大锻件的关键是要解决成形成性问题，锻造操作机的运动功能设计要满足锻造工艺的要求，而材料高温变形中缺陷与组织演化的定量分析是制定大锻件控形控性工艺的基础，也是目前大锻件研究与生产中最薄弱的环节。本书围绕大锻件控形控性研究展开论述，主要内容包括：锻件材料的高温流变规律与再结晶行为及其数学建模方法；椭圆柱形（含圆柱形）空洞演变的代表性体元模型的建立与求解方法；远场应力条件下空洞演变规律；采用空洞形状估计参数预测椭球形（含球形）空洞形状系数的方法和空洞在拔长过程中的演变规律；材料高温变形过程中损伤的演变规律及其数学表征；矩形截面类锻件的拔长形变规律与预测方法及锻件内部应力应变场分析；锻造操作机-压机联动轨迹的规划方法与评价以及联动轨迹规划软件的开发与工程应用。
本书可供从事材料加工、金属塑性成形专业的高等院校教师、研究生和科研人员等阅读和参考，也可供从事塑性加工行业的工程技术人员参考。

第1章　绪　　论
1.1　大锻件的迫切需求与特点
　　大锻件是核能、电力、石油、化工、冶金、造船、航空航天和国防军工等领域大型成套设备的核心零部件。大锻件的制造作为一个国家大型成套设备制造的基础，在国民经济建设、国防装备发展和现代尖端学科技术的建设中，起着非常重要的作用。大锻件的制造能力反映了一个国家在国民经济和国防军事等高端领域的综合实力，是我国大型装备制造的瓶颈［1 ～ 3］ 。
发展清洁能源，核能承担着主力作用。根据我国《核电中长期发展规划（2005～2020年）》和目前发展速度，预计我国核电装机容量在2015年将达到4000万kW，在2020年将超过8000万kW，这意味着我国核电建设即将步入新的建设高潮。同时，日本核泄漏事故的发生，促使世界各国更加重视核电站的安全性。因此，核电安全高效发展对新一代核电大锻件的制造水平和极端服役性能提出了更高的要求。预计今后平均每年需新增核电机组6～8台或以上。按照每套百万千瓦核电机组至少需要1台反应堆压力容器计算，每年需要反应堆压力容器6～8个。制造一个反应堆压力容器约需要3000t铸锻件，2012年后我国每年需要2万～3万t核电设备锻件，成品收得率按照50%计算，年均需核电设备毛坯锻件约5万t。核电设备用铸锻件的成本占整个核电站总成本的36%，例如一座百万千瓦双堆核电站，核岛一回路的铸锻件毛坯价值约10亿元，对应铸锻件价值金额为70亿～80亿元人民币。大锻件是核电站中核岛和常规岛主设备的关键原材料。在百万千瓦级核电机组中，无论是二代加，还是三代AP1000与EPR，都含有大量超重超大、形状复杂、质量要求高、制造困难和成本极高的整体锻件。图1．1所示为某型号反应堆压力容器筒体，由法兰接管段、堆芯段筒体、底封头过渡段和底封头组成，堆芯内径为4m，壳体高10m、重300t左右。图1.2所示为形状复杂的AP1000压力容器整体顶盖，需要整体锻造，其技术难度很大。目前，国产大型复杂整体核电锻件质量不稳定，无法满足国家发展核电事业的需求，因此迫切需要开展新一代核电高性能大锻件制造的基础研究。
此外，大锻件在石油化工设备中也有着广泛的应用。如对焊法兰催化裂化反应器的整锻筒体（压力容器），加氢反应器所用的筒节，化工设备所需的顶盖、底盖、封头等均为大锻件；火力发电设备的汽轮发电机转子和护环，以及汽轮机中的叶