[发明专利]一种快中子反应堆核电站用F304L不锈钢法兰及其制造方法

说明书

本发明公开了一种快中子反应堆核电站用F304L不锈钢法兰，所述的不锈钢法兰含有下列化学成分：0.016～0.030wt％的碳、0.45～0.85wt％的硅、1.80～2.00wt％的锰、≤0.035wt％的磷、≤0.010wt％的硫、≤0.50wt％的铜、18.50～20.00wt％的铬、9.20～13.00wt％镍、0.07～0.10wt％的氮，余量为铁。还公开了一种快中子反应堆核电站用F304L不锈钢法兰的制造方法，包括如下步骤：原料冶炼；锻造；热处理；性能测试；机加工；无损检测；成品。通过上述方式，本发明对化学成分进行精控，使化学成分含量有力的保障了性能要求。调整了锻造工艺中的加热温度，使钢锭加热时充分消除元素偏析影响，避免材料过热过烧倾向。控制热处理工艺中的加热温度和保温时间，防止晶粒长大。

技术领域

本发明涉及不锈钢锻造技术领域，特别是涉及一种快中子反应堆核电站用F304L不锈钢法兰及其制造方法。

背景技术

在核电站的建设和发展中，经历了二代核电站和三代核电站，现在在建的核电站基本都是第三代压水堆核电站，安全性能明显高于二代和二代+核电站。目前我公司承接的核电站法兰和锻件，绝大部分是压水堆机型，具有多年生产经验，制造工艺成熟稳定。一般压水堆采用3％～4％的浓缩铀235为原料，这意味着，真正参与核反应的原料铀235只有3％～4％，余下是会产生辐射的铀238核废料。快中子反应堆则有望改变这一现状。

快中子反应堆，简称快堆。快中子堆是由快中子引起原子核裂变链式反应，并可实现核燃料增殖的核反应堆，能够使铀资源得到充分利用，还能处理热堆核电站生产的长寿命放射性废弃物。在快堆中，常用的核燃料是钚239，钚239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀238吸收，又变成钚239，从而使堆中核燃料变多，反应开始循环持续下去，从而将铀资源的利用率从目前的约1％提高至60％以上。

快堆中大量使用F304L不锈钢法兰，304L不锈钢是一种通用性的不锈钢材料。在SA182标准中，304L化学成分为C≤0.03％，Si≤1.0％，Mn≤2.0％，P≤0.045％，S≤0.03％，Cr 18.0％～20.0％，Ni 9.0％～12.0％，其余为Fe元素。力学性能要求为Rm≥520MPa，Rp≥205MPa，A≥40％。

由于快堆与压水堆的差异较大，对法兰和锻件的性能要求与其他压水堆核电站不同。传统工艺生产的F304L法兰只能符合ASME标准和普通民用要求，而快堆核电站对F304L法兰材料性能有更加严格的要求。

例如快中子反应堆工程中，要求F304L不锈钢法兰在金相试验中奥氏体晶粒度≥4级；按NB-2540进行渗透探伤检测和超声波检测合格。但是按传统工艺生产的F304L一般是按SA182标准生产，其晶粒度一般是2级左右，不满足快中子反应堆工程的特殊要求。快中子反应堆核电站工程中要求F304L不锈钢法兰满足NB2540的检测要求，NB2540是核电站中一级部件检测要求，是检测最严格的等级。

发明内容

本发明主要解决的技术问题是提供一种快中子反应堆核电站用F304L不锈钢法兰及其制造方法，能够满足快中子反应堆工程对不锈钢法兰在性能方面的特殊要求。

为达到上述目的，本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：

一种快中子反应堆核电站用F304L不锈钢法兰，所述的不锈钢法兰含有下列化学成分：0.016～0.030wt％的碳、0.45～0.85wt％的硅、1.80～2.00wt％的锰、≤0.035wt％的磷、≤0.010wt％的硫、≤0.50wt％的铜、18.50～20.00wt％的铬、9.20～13.00wt％镍、0.07～0.10wt％的氮，余量为铁。

优选的，所述的不锈钢法兰含有下列化学成分：0.028％的碳、0.80％的硅、1.96％的锰、0.035％的磷、0.01％的硫、0.45％的铜、18.50％的铬、9.20％镍、0.09％的氮，余量为铁。