[发明专利]一种提高316LN不锈钢耐腐蚀性的锻造方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种降低316LN不锈钢在压水堆一回路水质条件下腐蚀产物释放速率的锻造方法，具体是通过316LN不锈钢锻造工艺与316LN不锈钢在压水堆一回路水质条件下的腐蚀产物释放速率的对比研究，确定316LN不锈钢在压水堆一回路水质条件下具有最低腐蚀产物释放速率的最佳锻造工艺。

背景技术

主管道是核电站反应堆的关键设备之一，其制造技术一直掌握在国外少数发达国家。我国对于锻造方法生产主管道则刚刚处于研究起步阶段，这种研究对于我国核电重大工程的自主化实施有着重要的意义。316LN奥氏体不锈钢被选作第三代反应堆技术AP1000的一回路主管道用材。

过去我国都采用离心铸造方法制造一回路主管道的直管段，而弯头部分则通过静态模铸而成。虽然这种方法有一些优点，但是当铸件中的铁素体过高时会引发较严重的热老化现象，并且铸造产品的质量难以保证，对主管道的寿命存在这不利的影响。目前AP1000第三代核电技术反应堆的设计寿命已达到60年，这就要求主管道采用整体锻造的方法制造，可以减少晶间腐蚀，降低腐蚀产物释放速率，从而延长服役时间，并提高反应堆整体的安全性。

研究316LN奥氏体不锈钢的锻造工艺对于我国核电主管道的设计与制造、老化管理和寿命预测起着十分关键的作用。目前国内还不清楚锻造工艺对腐蚀产物释放速率的影响规律，无法确定在压水堆一回路环境下提高316LN不锈钢耐腐蚀性能的锻造工艺，没有掌握高性能一回路主管道的制造技术。

因此，316LN奥氏体不锈钢的锻造工艺的研究非常重要。

发明内容

为了探索锻造工艺对核电主管道腐蚀性能的影响，以及为我国采用锻造方法自主生产反应堆主管道积累数据并提供技术指导，本发明提供了一种降低316LN不锈钢在压水堆一回路水质条件下腐蚀产物释放速率的锻造方法，该方法可以为我国大型先进压水堆一回路主管道的制造提供制造技术方法。

本发明提供了一种提高316LN不锈钢耐腐蚀性的锻造方法，其包括如下步骤：

将316LN不锈钢以1100～1200℃的始锻温度进行锻造，锻造5～15s后，以900～950℃的终锻温度结束锻造，进行冷却。

作为优选方案，控制锻造过程中的锻造比为1.5～5。

作为优选方案，控制锻造过程中的初始下压量不过过总形变的30％。

作为优选方案，控制锻造过程中的应变速率为0.05～0.1s^-1。

作为优选方案，所述冷却的方式为水冷、油冷或空冷。

本实验所用的316LN钢材为轧制后的型钢，锻造受力方向与纤维组织方向相同，其锻造比一般不做要求，我们最终选用1.5、2、2.5、3、3.5、5这六个锻造比来研究。在锻造温度方面，初始加热温度不能太高，否则晶粒会剧烈长大，将引起力学性能抗晶界腐蚀性能变差，而且奥氏体不锈钢没有同素异晶转变,在1200℃时，α铁素体也要增多，铁素体塑性较奥氏体低,将引起塑性变差，锻打时易开裂，因此始锻温度不超过1200℃；而一般奥氏体不锈钢的敏化温度范围为420～850℃，在这一温度范围内不锈钢极易产生晶间腐蚀，所以终锻温度要大于850℃，加之在700～900℃范围内不锈钢易析出σ相，使锻造容易开裂，所以一般取终锻温度为900～950℃。在压下量方面，我们要求初始压下量不超过锻件高度的30％，这样可以减小锻件开裂的可能。应变速率我们选择0.05～0.1s^-1，太快则锻件容易开裂。关于锻后试样的冷却方式，因为冷却要经过敏化温度范围，所以推荐水冷和油冷，这样可以快速通过敏化温度区域，减少晶间腐蚀的发生。在本实验中，由于样品后续要做腐蚀实验，因此，为增加其腐蚀的敏感性，使结果更加明显，锻造实验的冷却方式选用空冷。

与现有技术相比，本发明具有如下的有益效果：

1.提供了一种大型先进压水堆一回路主管道的锻造工艺；

2.所采用的锻造方法使316LN不锈钢在压水堆一回路水质条件下的腐蚀产物释放速率显著降低,能够延长大型先进压水堆一回路主管道的使用寿命，具有较大社会经济效益；

3.锻造方法简单，锻造温度及锻造比容易控制。

附图说明

通过阅读参照以下附图对非限制性实施例所作的详细描述，本发明的其它特征、目的和优点将会变得更明显：

图1为选用不同锻造参数锻造后的样品实物图；

图2为样品经1500h试验并除膜后的宏观照片。

具体实施方式