[發(fā)明專利]一種含銅釩高強(qiáng)度高耐蝕不銹鋼及其制備方法

有效

• 申請(qǐng)?zhí)枺?/td>: 201811576408.8
• 申請(qǐng)日: 2018-12-22
• 公開(kāi)（公告）號(hào): CN109504826B
• 公開(kāi)（公告）日: 2022-03-15
• 發(fā)明（設(shè)計(jì)）人: 羅豐華;王宸;李益民;吳子愷;魏偉;楊霆
• 申請(qǐng)（專利權(quán)）人: 佛山培根細(xì)胞新材料有限公司
• 主分類號(hào): C21D1/18
• 分類號(hào): C21D1/18;C21D1/26;C21D1/74;C21D1/773;C21D8/02;C21D8/06;C21D8/10;C22C33/06;C22C38/02;C22C38/04;C22C38/42;C22C38/44;C22C38/46;C22C38/58
• 代理公司: 北京睿博行遠(yuǎn)知識(shí)產(chǎn)權(quán)代理有限公司 11297
• 代理人: 黃德躍

一種含銅釩高強(qiáng)度高耐蝕不銹鋼及其制備方法，合金元素含量為：C≤0.08，Ni＝11.0～15.0，Cr＝18.0～20.0，Mo＝3.0～4.0，V≤0.34，Cu＝0.2～0.8，Mn≤2.0，Si≤1.0，P≤0.035，S≤0.030，其中4.24×(C?0.01)≤V≤4.24×C，余量為Fe。合金冶煉后，經(jīng)熱變形開(kāi)坯和冷變形，使得VC得以充分破碎、彌散分布，通過(guò)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6.9～15.5μA/cm²，相比于317L不銹鋼，腐蝕速率大幅度降低，力學(xué)性能略優(yōu)于317L不銹鋼。

技術(shù)領(lǐng)域

本發(fā)明屬于奧氏體不銹鋼領(lǐng)域，涉及高耐蝕性?shī)W氏體不銹鋼的成分設(shè)計(jì)和加工、熱處理的方法，可廣泛用于能源、電力、化工領(lǐng)域和日常生活。

技術(shù)背景

不銹鋼因具有優(yōu)良的力學(xué)和耐腐蝕性能，廣泛應(yīng)用于能源、電力、化工等領(lǐng)域。奧氏體不銹鋼因其具備良好的力學(xué)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(yè)中被廣泛應(yīng)用。壓水堆一回路主管道、堆內(nèi)構(gòu)件、驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)、主泵以及泵軸等關(guān)鍵設(shè)備的主要材料都采用304L、316LN型奧氏體不銹鋼作為結(jié)構(gòu)材料。這些材料長(zhǎng)期在高溫高壓及輻照等苛刻的水化學(xué)環(huán)境中服役，不僅要保證結(jié)構(gòu)的完整性，還須抵抗各類特殊工質(zhì)的沖刷和腐蝕，以減少磨損和腐蝕產(chǎn)物在堆芯與堆芯外輻射場(chǎng)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(yàn)工況下防止核反應(yīng)裂變產(chǎn)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(nèi)堆焊不銹鋼；后來(lái)的核電主管道普遍采用18-8型奧氏體不銹鋼，并不斷優(yōu)化成分和生產(chǎn)工藝，形成如下幾種情況：(1)穩(wěn)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(guò)多影響彎管的加工；(2)標(biāo)準(zhǔn)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(chǔ)上降低碳含量，316鋼又加入了2％的鉬(Mo)，但它們?cè)?80～820℃之間長(zhǎng)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(lái)的鋼種上繼續(xù)降低碳含量，獲得了優(yōu)異的耐晶間腐蝕、焊接性能和加工性能，但最大的問(wèn)題是強(qiáng)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(qiáng)度和抗熱裂性，還能夠抑制應(yīng)力腐蝕的發(fā)生。但鐵素體含量不能超過(guò)20％，否則會(huì)發(fā)生較嚴(yán)重的熱老化現(xiàn)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(chǔ)上加入氮元素，既能夠提高材料的強(qiáng)度，同時(shí)仍保持較高的塑韌性水平。

堆內(nèi)構(gòu)件是指壓力容器內(nèi)除燃料組件及相關(guān)部件外的全部結(jié)構(gòu)部件，其部件繁多、結(jié)構(gòu)復(fù)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(yàn)。因此，反應(yīng)堆內(nèi)構(gòu)件材料的選材原則一般為：強(qiáng)度適當(dāng)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(shù)小；良好的焊接和機(jī)加工工藝性能。第2代壓水堆核電站的堆內(nèi)主體結(jié)構(gòu)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(zhǎng)，對(duì)堆內(nèi)構(gòu)件的成分和性能要求更嚴(yán)。其主體結(jié)構(gòu)材料選用鍛造的F304和F304H奧氏體不銹鋼，壓緊彈簧采用改進(jìn)型的403馬氏體不銹鋼。