[发明专利]一种铜钛抗蚀奥氏体不锈钢及其制备方法

说明书

一种铜钛抗蚀奥氏体不锈钢及其制备方法，合金元素含量为：C≤0.03，Ni＝8.0～12.0，Cr＝18.0～20.0，Ti≤0.42，Cu＝0.2～0.8，Mn≤2.0，Si≤1.0，P≤0.035，S≤0.030，其中3.98×C≤Ti≤3.98×C+0.3，余量为Fe。合金冶炼后，经热变形开坯和冷变形，使得TiC得以充分破碎、弥散分布，通过高温固溶处理获得粗大奥氏体晶粒。通氢条件下80℃含5×10^‑6F^‑的0.5mol/L的H₂SO₄电解液中合金腐蚀电流为10.9～15.4μA/cm²，相比304L不锈钢，腐蚀速率大幅度降低，力学性能略优于304L不锈钢。

技术领域

本发明属于奥氏体不锈钢领域，涉及高耐蚀性奥氏体不锈钢的成分设计和加工、热处理的方法，可广泛用于能源、电力、化工领域和日常生活。

技术背景

不锈钢因具有优良的力学和耐腐蚀性能，广泛应用于能源、电力、化工等领域。奥氏体不锈钢因其具备良好的力学性能、可加工性能、耐蚀性能以及耐中子辐照性能，在核电工业中被广泛应用。压水堆一回路主管道、堆内构件、驱动机构、主泵以及泵轴等关键设备的主要材料都采用304L、316LN型奥氏体不锈钢作为结构材料。这些材料长期在高温高压及辐照等苛刻的水化学环境中服役，不仅要保证结构的完整性，还须抵抗各类特殊工质的冲刷和腐蚀，以减少磨损和腐蚀产物在堆芯与堆芯外辐射场的活化。

压水堆核电站一回路主管道是核电站正常、非正常、事故和试验工况下防止核反应裂变产物外泄至安全壳的重要屏障。因此，核电主管道要能够耐高温、耐高压以及耐腐蚀。早期核电站的部分主管道选用了低合金钢管，并在管内堆焊不锈钢；后来的核电主管道普遍采用18-8型奥氏体不锈钢，并不断优化成分和生产工艺，形成如下几种情况：(1)稳定化的奥氏体不锈钢：在18-8型不锈钢中加入钛(Ti)或铌(Nb)提高耐晶间腐蚀性能，但其焊接性能不好且造成夹杂物过多影响弯管的加工；(2)标准304和316奥氏体不锈钢：304不锈钢在18-8型奥氏体不锈钢基础上降低碳含量，316钢又加入了2％的钼(Mo)，但它们在480～820℃之间长期停留仍有“敏化”的倾向；(3)低碳304L和316L奥氏体不锈钢：在原来的钢种上继续降低碳含量，获得了优异的耐晶间腐蚀、焊接性能和加工性能，但最大的问题是强度不足。第2代压水堆核电站的一回路主管道采用的是铸造双相不锈钢，在奥氏体基体中增加少量的铁素体(12％～20％)，不仅提高了材料的强度和抗热裂性，还能够抑制应力腐蚀的发生。但铁素体含量不能超过20％，否则会发生较严重的热老化现象。第3代压水堆A P1000核电站的一回路主管道采用整体锻造的316LN奥氏体不锈钢，属于超低碳控氮奥氏体不锈钢，是在316L的基础上加入氮元素，既能够提高材料的强度，同时仍保持较高的塑韧性水平。

堆内构件是指压力容器内除燃料组件及相关部件外的全部结构部件，其部件繁多、结构复杂、精度要求高，且需要承受高温高压、中子辐照、冷却剂腐蚀等考验。因此，反应堆内构件材料的选材原则一般为：强度适当高、塑韧性好、能抗冲击和抗疲劳；中子吸收界面和中子俘获截面以及感生放射性小；抗辐照、耐腐蚀并与冷却剂相容性好；热膨胀系数小；良好的焊接和机加工工艺性能。第2代压水堆核电站的堆内主体结构材料一般是奥氏体不锈钢，如304L、304LN、321、347、310，螺栓类材料为316L N、321H不锈钢，某些特殊件采用了马氏体不锈钢，如压紧弹簧的1Cr13。第3代压水堆AP1000核电站，其功率更大、寿命更长，对堆内构件的成分和性能要求更严。其主体结构材料选用锻造的F304和F304H奥氏体不锈钢，压紧弹簧采用改进型的403马氏体不锈钢。