[发明专利]一种改善控碳奥氏体不锈钢耐晶间腐蚀性能和力学性能的热处理方法在审

专利信息
申请号: 202111428893.6 申请日: 2021-11-29
公开(公告)号: CN114196801A 公开(公告)日: 2022-03-18
发明(设计)人: 陈胜虎;戎利建;王琪玉;吕新亮;姜海昌;李依依 申请(专利权)人: 中国科学院金属研究所
主分类号: C21D1/00 分类号: C21D1/00;C21D1/18;C21D6/00;C21D9/00;C22C38/04;C22C38/40;C22C38/44;C22C38/58
代理公司: 沈阳科苑专利商标代理有限公司 21002 代理人: 于晓波
地址: 110016 辽*** 国省代码: 辽宁;21
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摘要:
搜索关键词: 一种 改善 奥氏体 不锈钢 晶间腐蚀 性能 力学性能 热处理 方法
【说明书】:

发明公开了一种改善控碳奥氏体不锈钢耐晶间腐蚀性能和力学性能的热处理方法,属于奥氏体不锈钢领域。该方法适用的合金成分(wt.%):C:0.04~0.06;N≤0.1;Mn:1.0~2.0;Cr:16.0~20.0;Ni:8.0~14.0;Mo≤3.0;Fe余量。首先将热加工态样品加热至950~1000℃,保温时间t×(1.0~1.5)min/mm,最大截面厚度t(mm);然后升温至1050~1100℃,保温40~60分钟后水淬至室温。经热处理后,样品全截面的晶粒度级差不超过2级,以获得良好的力学性能;与此同时,在敏化态(650℃敏化处理2h)下的晶间腐蚀性能合格。

技术领域

本发明涉及奥氏体不锈钢技术领域,具体地说是一种改善控碳奥氏体不锈钢耐晶间腐蚀性能和力学性能的热处理方法。

背景技术

第四代核电反应堆的堆本体关键设备(包括反应堆容器和堆内部件)普遍采用奥氏体不锈钢制造而成。堆本体的服役工况极其苛刻,需承受高温(550℃以上)、液态金属/气体介质、交变载荷等作用,并且在40~60年设计寿期内不可更换,要求奥氏体不锈钢在服役温度下具有良好的力学性能,以满足安全性和可靠性要求。此外,反应堆多数选址在海边,要求材料具备良好的耐晶间腐蚀性能。

为保证奥氏体不锈钢的高温强度,材料中需添加含量足够的C,以发挥C的间隙固溶强化作用。第四代核电反应堆普遍采用的304H、316H等奥氏体不锈钢,C含量的控制要求为≥0.04wt.%。随C含量的增加,C和Cr容易形成Cr23C6型碳化物,造成局部的Cr贫化,使耐晶间腐蚀能力明显下降。因此,如何在保证力学性能的基础上,提高控碳奥氏体不锈钢的耐晶间腐蚀性能是急需解决的技术难题。

发明内容

本发明的目的在于提供一种改善控碳奥氏体不锈钢耐晶间腐蚀性能和力学性能的热处理方法。采用两步递进固溶处理方法对热加工态样品进行热处理,在保证敏化态样品耐晶间腐蚀性能的同时,将晶粒度级差控制为不超过2级,以获得良好的力学性能。

为了实现上述目的,本发明的技术方案如下:

一种改善控碳奥氏体不锈钢耐晶间腐蚀性能和力学性能的热处理方法,该热处理方法的过程为:首先将热加工态样品加热至950~1000℃,根据样品的最大截面厚度t(mm)确定保温时间,保温时间为t×(1.0~1.5)min/mm;然后升温至1050~1100℃,保温40~60分钟后水淬至室温。

所述的改善控碳奥氏体不锈钢耐晶间腐蚀性能和力学性能的热处理方法,经热处理后,样品全截面的晶粒度级差不超过2级,与此同时,按照GB/T 4334-2008中的E法进行晶间腐蚀评价,在敏化态(650℃敏化处理2h)下的晶间腐蚀性能合格。

该方法适用的合金成分范围为(wt.%):C:0.04~0.06%;N≤0.1%;Mn:1.0~2.0%;Cr:16.0~20.0%;Ni:8.0~14.0%;Mo≤3.0%;Fe余量。

本发明的设计思想如下:

对于C含量0.03wt.%的奥氏体不锈钢,热加工过程中易产生C元素偏析甚至局部析出碳化物,常规固溶处理方法无法实现C元素偏析消除、以及局部碳化物的充分回溶,是造成敏化状态下耐晶间腐蚀性能不合格的主要原因。研究表明,采用更高的固溶温度或更长的固溶时间,可提高材料的耐晶间腐蚀性能,但会造成固溶过程中晶粒的异常长大,从而损伤力学性能。本发明提出两步递进固溶处理方法,第一步固溶处理的温度选择在碳化物回溶温度以上,实现C元素偏析消除、以及局部碳化物的充分回溶;第二步固溶处理的温度选择在晶粒稳态长大温度区间,以保证晶粒度的均匀性。

本发明的优点及有益效果:

1、本发明的热处理方法,在保证晶粒均匀性,以获得良好力学性能的同时,改善了控碳奥氏体不锈钢的耐晶间腐蚀性能。

2、本发明的两步递进固溶处理方法操作方便,便于工业化生产。

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