[发明专利]一种奥氏体不锈钢

说明书

技术领域

本发明奥氏体不锈钢，具体地说，涉及到一种可用于核聚变反应堆磁体支撑结构的奥氏体不锈钢，其具有高的低温强度、低温韧性、低温无磁性和良好的抗中子辐照性能。

背景技术

目前采用的核反应堆主要通过核裂变反应来获得能量，在获得能源的同时，也存在核泄漏等潜在危险，此外用于裂变反应的铀资源储存量也非常有限，一定程度上会制约该类核电反应堆的大批量建设。随着技术的进步，通过海水中提炼氘和氚来进行裂变反应获得能源逐步进入研究领域，世界上也开始进行核裂变试探性研究和建设工业性堆型。在核裂变反应堆堆型中的磁体支撑结构属于一个关键部件，此部件应用在77k低温条件下，对材料的极限温度要求为4k。由于是支撑件，需要承压，要求材料具有良好的低温强度，此外还要良好的抗中子辐照性能和无磁性能。抗中子辐照性能主要通过成分控制来保证，即通过控制铌钽含量来保证其良好的抗中子辐照环境下的应力腐蚀，通过控制中子吸收截面大的元素钴和硼来保证该材料组织的稳定性和材料的抗失效性。无磁性能则不仅要求材料在77k静态条件下具有无磁性，还要求在该温度下承载一定变形量后仍具有无磁性能。

奥氏体不锈钢由于其具有良好的耐蚀性和力学性能，已广泛用于核裂变反应堆高温环境部件的制备，如堆内构件、硼注箱、核乏料储运装置和核燃料水池。然而，目前通用的304L奥氏体不锈钢，由于其为亚稳定奥氏体组织，无法满足核反应堆磁体支撑结构的无磁性能和低温性能要求，而316L奥氏体不锈钢虽为稳定奥氏体组织，但由于含有少量铁素体组织导致其具有一定磁性，低碳含量则导致其强度不足。

目前已有多项专利涉及低温用奥氏体不锈钢，主要涉及到低温船用奥氏体不锈钢，如US4675156和JP特开昭60-9862都是通过提供铬、锰含量来增加氮的固溶度而获得高的低温屈服强度和较好的低温冲击韧性，但在增加强度的同时也提高了其生产难度，如冶炼过程中夹杂物难于控制、热塑性较差，同时由于不含钼，其耐点蚀性能也较差；JP特开平2-97649虽然通过热加工工艺调整获得了低温高强度奥氏体不锈钢，但铌含量较多，不能保证材料的抗中子辐照性能，并且其成分并不能保证其无磁性能；US4568387通过提高锰含量和氮含量来替代部分镍元素，但其为亚稳奥氏体不锈钢，无法满足无磁性的要求；JP特开昭62-222048虽然通过铌氮复合添加来提高低温强度，但无法保证良好的抗中子辐照性能和无磁性能。

由此可见，现有技术中所提供的奥氏体不锈钢还不能兼具高的低温强度、低温韧性、低温无磁性和良好的抗中子辐照性能，因而无法满足核聚变反应堆磁体支撑结构的要求。

发明内容

本发明的目的在于提供一种奥氏体不锈钢，其具有高的低温强度、低温韧性、低温无磁性和良好的抗中子辐照性能，可用于核聚变反应堆磁体支撑结构。

本发明所提供的奥氏体不锈钢，其成分质量百分比为：

Cr：16.00-22.0，

Ni：8.00-12.00，

Mo：1.00-3.00，

N：0.06-0.25，

C：0.010-0.040，

Mn：1.00-4.00，

Si：≤1.00，

Nb：0.01-0.10，

Ta：0.01-0.10，

Co：0.030-0.10，

P：≤0.03，

S：≤0.005，

B：0.0005-0.0018，

余量为Fe和不可避免的杂质，并且

Val_(Cr-Ni)值小于20.5，

所述Val_(Cr-Ni)＝3×(Cr+Mo)+4.5×Si-2.8×Ni-1.4×Mn-84×(C+N)。

优选地，Mo含量为2-3％。

优选地，Mn含量为1.5-3％。

优选地，N含量为0.15-0.25％

本发明的奥氏体不锈钢可采用常规的不锈钢生产方式，包括：电炉+AOD(氩氧脱碳炉)方式冶炼；采用底吹氮气增氮进行氮合金化；在950-1250℃温度范围内轧制；在1030-1200℃范围内进行固溶热处理；然后酸洗。

优选地，轧制温度在1000-1200℃。

优选地，固溶热处理温度在1050-1150℃。