[发明专利]一种高强高韧铁镍铬基耐热合金制备方法及其应用

说明书

一种高强高韧铁镍铬基耐热合金制备方法及其应用，成分按重量百分比含C 0.03～0.1％，Cr 14～17％，Mo 3～4％，Mn 1～2％，W 0～0.5％，Nb 0～1％，N 0～0.03％，B 0～0.002％，Zr 0～0.05％，Ni 35～38％，Y 0～0.05％，余量为Fe；方法为：(1)采用热解石墨、金属铁、金属铬、金属镍、金属钼、金属锰、金属钨、金属铌、金属锆、镍硼合金、铝钇合金、氮化铬作为原料；(2)将原料真空冶炼，浇铸制成铸锭；(3)在1000～1180℃进行锻造制成棒材，锻造比8～9；(4)锻造棒材在1000～1180℃进行压延轧制；(5)压延棒材在1040～1100℃进行热处理。本发明的产品具有较高的强度、优异的塑性和冲击性能，可以在不高于750℃的条件下长期使用。

技术领域

本发明属于耐热合金材料技术领域，特别涉及一种高强高韧铁镍铬基耐热合金及其制备方法。

背景技术

世界核电的发展可以划分为四代，分别为原型堆电站、大型商用核电站、先进轻水堆核电站(如AP1000、EPR等)及待开发的6种堆型核电站(如熔盐堆、气冷快堆、钠冷快堆等)；钠冷快堆是第四代先进核能系统的首选堆型，具有极高的安全性，能显著提高铀的利用率并大幅减少核废物。

安全是核电的生命线；核电站的安全既是运行阶段面临的问题，也存在于核电站的设计和建设阶段；作为一个庞大而精密的完整系统，核电站的安全运行需要各关键部件的相互配合且长期正常运行，这给核电关键设备及用材的安全性和可靠性提出了严格要求。反应堆内部件种类繁多、结构复杂、精度要求高，且需要承受高温、中子辐射、冷却剂腐蚀等考验；因此，堆内部件的选材总原则一般为：强度适当高、塑韧性好、能抗冲击和疲劳；中子吸收界面、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；导热率大、热膨胀系数小；良好的焊接和机加工工艺性能。

例如，某新型核电站管件要求其母材具有较高的强度和极好的塑性，即在750℃下的抗拉强度和屈服强度分别高于265MPa和137MPa，延伸率高于35％，断面收缩率超过60％。一般来说，满足这一苛刻条件的材料只能是固溶强化型变形耐热合金，《中国高温合金手册》里收录的160多种耐热合中，只有22种是固溶强化变形合金；在这些合金中，有18种合金以Ni或Co为基体，含有较高的Cr+W+Mo元素(≥25wt.％)，经济性较差，不利于未来快堆的商用化；而且，这些合金硬度高，变形困难，还容易析出σ、μ或Laves等有害TCP相，严重损害合金在长时服役期间的组织或性能稳定性，并进一步威胁整个核电系统的可靠性和安全性；其他4种合金以铁镍铬为基体，但是或因强度、塑性不足，或因组织、性能不够稳定，也不能用来制作某新型核电站管件；因此，研发新的合金具有重要意义。

发明内容

本发明的目的是提供一种高强高韧铁镍铬基耐热合金及其制备方法，以铁镍铬为基体元素，通过控制调节C、N、Nb、Mn等元素比例，制成强度韧性性能优良，适用于制造工作温度750℃以下的薄壁管件。

本发明的高强高韧铁镍铬基耐热合金的成分按重量百分比含C 0.03～0.1％，Cr14～17％， Mo 3～4％，Mn 1～2％，W 0～0.5％，Nb 0～1％，N 0～0.03％，B 0～0.002％，Zr 0～0.05％，Ni 35～38％， Y 0～0.05％，余量为Fe及不可避免杂质；其在750℃条件下的抗拉强度≥265MPa，屈服强度≥137MPa，延伸率≥40％，断面收缩率≥60％。

上述的高强高韧铁镍铬基耐热合金的成分按重量百分比含C 0.04～0.09％，Cr14～17％， Mo 3～3.5％，Mn 1.2～1.8％，W 0～0.2％，Nb 0.1～0.5％，N 0～0.02％，B0.001～0.002％，Zr 0～0.02％， Ni 35～37％，Y 0～0.02％，余量为Fe及不可避免杂质；其在750℃条件下的抗拉强度≥275MPa，屈服强度≥137MPa，延伸率≥45％，断面收缩率≥65％。