[發明專利]一種銅鎢抗蝕增強奧氏體不銹鋼及其制備方法

在審

• 申請號: 201811576390.1
• 申請日: 2018-12-22
• 公開（公告）號: CN109609847A
• 公開（公告）日: 2019-04-12
• 發明（設計）人: 羅豐華;黃明初;吳子愷;李波;劉玨;李東陽
• 申請（專利權）人: 中南大學
• 主分類號: C22C38/02
• 分類號: C22C38/02;C22C38/04;C22C38/42;C22C38/44;C22C38/58;B21C37/00;C21D8/00;C22C33/04
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一種銅鎢抗蝕增強奧氏體不銹鋼及其制備方法，合金元素含量為：C≤0.07，Ni＝8.0～10.0，Cr＝17.0～19.0，W≤1.07，Cu＝0.2～0.8，Mn≤2.0，Si≤1.0，P≤0.035，S≤0.030，其中15.3×(C?0.01)≤W≤15.3×C，余量為Fe。合金冶煉后，經熱變形開坯和冷變形，使得WC得以充分破碎、彌散分布，通過高溫固溶處理獲得粗大奧氏體晶粒。通氫條件下80℃含5×10^?6F^?的0.5mol/L的H₂SO₄電解液中合金腐蝕電流為7.6～14.2μA/cm²，相比304不銹鋼，腐蝕速率大幅度降低，力學性能略優于304不銹鋼。

技術領域

本發明屬于奧氏體不銹鋼領域，涉及高耐蝕性奧氏體不銹鋼的成分設計和加工、熱處理的方法，可廣泛用于能源、電力、化工領域和日常生活。

技術背景

不銹鋼因具有優良的力學和耐腐蝕性能，廣泛應用于能源、電力、化工等領域。奧氏體不銹鋼因其具備良好的力學性能、可加工性能、耐蝕性能以及耐中子輻照性能，在核電工業中被廣泛應用。壓水堆一回路主管道、堆內構件、驅動機構、主泵以及泵軸等關鍵設備的主要材料都采用304L、316LN型奧氏體不銹鋼作為結構材料。這些材料長期在高溫高壓及輻照等苛刻的水化學環境中服役，不僅要保證結構的完整性，還須抵抗各類特殊工質的沖刷和腐蝕，以減少磨損和腐蝕產物在堆芯與堆芯外輻射場的活化。

壓水堆核電站一回路主管道是核電站正常、非正常、事故和試驗工況下防止核反應裂變產物外泄至安全殼的重要屏障。因此，核電主管道要能夠耐高溫、耐高壓以及耐腐蝕。早期核電站的部分主管道選用了低合金鋼管，并在管內堆焊不銹鋼；后來的核電主管道普遍采用18-8型奧氏體不銹鋼，并不斷優化成分和生產工藝，形成如下幾種情況：(1)穩定化的奧氏體不銹鋼：在18-8型不銹鋼中加入鈦(Ti)或鈮(Nb)提高耐晶間腐蝕性能，但其焊接性能不好且造成夾雜物過多影響彎管的加工；(2)標準304和316奧氏體不銹鋼：304不銹鋼在18-8型奧氏體不銹鋼基礎上降低碳含量，316鋼又加入了2％的鉬(Mo)，但它們在480～820℃之間長期停留仍有“敏化”的傾向；(3)低碳304L和316L奧氏體不銹鋼：在原來的鋼種上繼續降低碳含量，獲得了優異的耐晶間腐蝕、焊接性能和加工性能，但最大的問題是強度不足。第2代壓水堆核電站的一回路主管道采用的是鑄造雙相不銹鋼，在奧氏體基體中增加少量的鐵素體(12％～20％)，不僅提高了材料的強度和抗熱裂性，還能夠抑制應力腐蝕的發生。但鐵素體含量不能超過20％，否則會發生較嚴重的熱老化現象。第3代壓水堆A P1000核電站的一回路主管道采用整體鍛造的316LN奧氏體不銹鋼，屬于超低碳控氮奧氏體不銹鋼，是在316L的基礎上加入氮元素，既能夠提高材料的強度，同時仍保持較高的塑韌性水平。

堆內構件是指壓力容器內除燃料組件及相關部件外的全部結構部件，其部件繁多、結構復雜、精度要求高，且需要承受高溫高壓、中子輻照、冷卻劑腐蝕等考驗。因此，反應堆內構件材料的選材原則一般為：強度適當高、塑韌性好、能抗沖擊和抗疲勞；中子吸收界面和中子俘獲截面以及感生放射性小；抗輻照、耐腐蝕并與冷卻劑相容性好；熱膨脹系數小；良好的焊接和機加工工藝性能。第2代壓水堆核電站的堆內主體結構材料一般是奧氏體不銹鋼，如304L、304LN、321、347、310，螺栓類材料為316L N、321H不銹鋼，某些特殊件采用了馬氏體不銹鋼，如壓緊彈簧的1Cr13。第3代壓水堆AP1000核電站，其功率更大、壽命更長，對堆內構件的成分和性能要求更嚴。其主體結構材料選用鍛造的F304和F304H奧氏體不銹鋼，壓緊彈簧采用改進型的403馬氏體不銹鋼。