CN106756247A

CN106756247A - 一种放射性废液处理装置制作材料及其制备方法

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Publication number: CN106756247A
Application number: CN201610969181.8A
Authority: CN
Inventors: 邹兴政; 何钦生; 刘海定; 王东哲; 李方; 唐锐; 吴承汕; 丁渝红
Original assignee: Chongqing Materials Research Institute Co Ltd
Current assignee: Chongqing Materials Research Institute Co Ltd
Priority date: 2016-10-31
Filing date: 2016-10-31
Publication date: 2017-05-31
Anticipated expiration: 2036-10-31
Also published as: CN106756247B

Abstract

本发明涉及一种放射性废液处理装置制作材料，其各组分的质量百分比为：Cr：27.0～31.0％％；Mo：3.0～5.0％；Mn:1.0～3.0％；Fe:4.0～6.0％；C：≤0.02％；P：≤0.01％；S：≤0.01％；Si：≤0.5％；Ti：≤0.10％；Al：≤0.04％；Co:≤0.01％；其余为Ni。该材料在核场废液环境中具有优异的抗腐蚀能力，能够大幅降低容器设备的更换频率，提高放射性废液处理的安全性、稳定性和经济性，保障蒸发浓缩过程安全，提高生产能力和效率，本发明的材料能大幅提高安全保障。

Description

一种放射性废液处理装置制作材料及其制备方法

技术领域

本发明涉及一种合金材料，具体地说是一种放射性废液废液处理装置制作材料和制备方法。

背景技术

核场废液的处理一直以来都是核工业中的关键一环，涉及到对环境及对人类健康的重要影响，为行业界及普通民众所重视。目前实际生产过程中，典型放射性废液的组成为：HNO₃6mol/L，MoO₃ ^-10mmol/L，MnO₃ ^-10mmol/L，F^-300mg/L,Zr⁴⁺300mg/L。放射性废液需要蒸发浓缩10倍左右以回收硝酸，重点是减小废液体积，然后分别进行玻璃固化和水泥固化。一直以来，核场废液处理用材料一般采用不锈钢316L，但该类材料的使用有一个很大的弊端，即每隔1-2年均需要更换，使用率高的情况下不到一年就得更换。究其原因，主要是因为在该特定组成环境的废液中，现役不锈钢材料的腐蚀速率过快，随着核工业的发展，使用频率越来越高，更换速率也更高，不能满足核工业相应的科研和生产需求。因此，需要换代升级新型的具有更高耐腐蚀性能的蒸发器材料，来满足核工业相应工艺流程的应用要求，同样高频使用情况下，较大程度地降低更换频率。

因此，大幅提高在特定核场废液环境中的耐腐蚀性能，并且易于加工制备，开发升级新一代核场废液处理用蒸发器材料具有重要意义。

发明内容

本发明的目的是提供一种放射性废液处理装置制作材料和制备方法，该材料在核场废液环境中具有优异的的抗腐蚀能力，能够大幅降低容器设备的更换频率，提高放射性废液处理的安全性、稳定性和经济性，保障蒸发浓缩过程安全，提高生产能力和效率，本发明的材料能大幅提高安全保障。

为实现上述目的，本发明采用的技术方案为：

放射性废液处理装置制作材料，该材料各组分的质量百分比为：

Cr：27.0～31.0％％；Mo：3.0～5.0％；Mn:1.0～3.0％；Fe:4.0～6.0％；C：≤0.02％；P：≤0.01％；S：≤0.01％；Si：≤0.5％；Ti：≤0.10％；Al：≤0.04％；Co:≤0.01％；其余为Ni。

上述材料，较好的技术方案是，各组分的质量百分比为：

Cr：27.9～30.6％；Mo：4.2～4.6％；Mn:1.6～2.0％；Fe:4.9～5.6％；C：0.0006～0.011％；P：0.001～0.003％；S：0.002～0.003％；Si：0.15～0.43％；Ti：0.010～0.019％；Al：0.02～0.03％；Co:0.005％；

其余为Ni。

上述放射性废液处理装置制作材料的制备方法，有以下步骤：

1)熔炼：取上述的组分，混匀，真空下熔炼，精炼1500℃～1550℃，精炼期真空度>1Pa，浇注温度1450℃～1480℃，得真空锭，然后用三元渣系50％CaF₂+20％Al₂O₃+30％CaO(均为质量百分比)保护电渣重熔，得到表面质量较光滑的电渣锭；

2)均匀化处理：步骤1)所述电渣锭于1100～1150℃下均匀化热处理4～6小时；

3)锻造：锻造初始温度1100～1150℃，终锻温度不低于980℃，锻板坯或棒坯；

4)热轧：将锻坯加热至1100～1150℃，热轧加工成厚度8mm～20mm的板材或Φ12mm～Φ20mm棒材，空冷至室温；

5)冷轧冷拉：将板坯冷轧成冷轧板帯材，规格厚度×幅宽为δ(1～3)mm×(150～400)mm，中间进行退火处理。

步骤5)冷轧冷拉时，采用(1010℃～1050)℃×(25～60)min退火处理，消除加工硬化。

上述放射性废液处理装置制作材料可用于制备核场废液处理各种容器。

本发明所述材料各元素的作用如下，

Ni：基体元素，具有优异的耐蚀性能，以镍为基体的合金具有强度高、塑韧性好，可以冷、热变形和成型加工，焊接性好等多方面的良好综合性能。

Cr：铬是一种抗氧化的元素，是该放射性废液环境中的基本耐蚀元素，同时也是形成镍铬固溶体的基本固溶元素，铬促进镍基耐蚀材料在含氧环境中形成表面钝化膜，对抗均匀腐蚀有很好的作用。

Mo：Mo对还原性酸的抗耐蚀作用明显，能提高耐蚀合金在还原性酸中的耐蚀性，对抗均匀腐蚀、晶间腐蚀等都有较好的作用，一定范围内随着含量的升高耐蚀性能提高，但含量过多会降低钢的可加工性。钼含量的质量百分比在3.0％～5.0％。

Mn：熔炼过程中良好的脱氧脱硫剂。

Fe：本体系耐蚀合金加入铁元素，可一定程度改善加工性能。

Al：镍基耐蚀合金中的有害元素，会增大晶间应力腐蚀开裂的深度，尤其是当含量在0.05％～0.14％范围时，含量越高，腐蚀开裂越严重，故控制在0.04％以下。

Ti：微量的Ti在熔炼中后期对熔体脱氧有一定的作用，形成的化合物可对晶界起到钉扎作用，但Ti高可能会引起冶金夹杂，此处作为杂质元素控制在0.04％以下。

Si：硅在高腐蚀电位下是有益的，但形成夹杂物的位置容易产生点蚀，影响合金的耐蚀性能。因此，Si含量控制在0.5％以下。

S、P：二者严重影响合金的加工性能，对焊接性能尤其是焊接热影响区的性能会造成严重损害。S、P的含量控制在0.01％以下。

C：碳含量升高对焊接热影响区的性能影响很大，形成的碳化物将会影响焊缝组织的力学性能、耐蚀性能，造成焊接退化，碳含量一般控制在0.02％以下。

Co：废液有一定的辐照性，Co元素有较长的半衰期，应予以控制。因此，Co≤0.01％。

在制备工艺中，特殊参数的制定及作用如下：

针对合金电渣锭，采用均匀化处理，目的在于改善其中的Mo及微量元素Ti、Al等在其中的分布均匀性，降低Mo元素在晶界晶内的偏聚，降低Ti、Al等微量元素形成夹杂物的可能性，同时由于固溶元素较少，均匀化温度在1100～1150℃即可，由此来降低材料在热加工过程中的断裂、轧裂等情况的发生，提高材料的成材率。

热轧是获得该材料各种成品形式的必要工艺手段，为后续冷加工工艺提供必要的中间过渡材料形式，如厚板、棒坯。

冷轧冷拉是为了获得不同形式的材料成品，板材是为了制备容器的周围结构，而线材则是为了制备容器中相应的拉拽结构。

退火处理是为了消除冷加工过程中的加工应力，让材料退火使其再结晶，提高材料的塑性韧性，保证材料冷加工的顺利延展。

本发明所述材料耐腐蚀性能大幅提高，其它性能不会给材料制备增加较大的难度，在蒸发器的制作过程中也不会增加加工难度，即材料的成型性能、可焊接性等优异。

本发明放射性废液处理装置制作材料可为板帯材、线材或型材。

具体实施方式

实施例1

放射性废液处理装置制作材料各组分的重量百分比见表1。

表1放射性废液处理装置制作材料化学组成(wt％)

实施例2

按照表1取各组分，用下列方法得到本发明放射性废液处理装置制作材料。

本发明放射性废液处理装置制作材料采用真空感应炉冶炼和电渣炉精炼，经锻造、热轧、热处理、冷轧等工序，加工成不同产品形式的耐腐蚀合金材料，加工及热处理过程如下：

熔炼：采用真空感应冶炼和电渣炉重熔精炼，真空感应冶炼时精炼温度1500℃～1550℃，精炼期真空度优于2Pa，浇注温度1450℃～1480℃，得真空锭，然后用渣系保护电渣重熔，得到表面质量较光滑的电渣锭；均匀化处理：于1100～1180℃下热处理4～6小时，然后锻造开坯；锻造：锻造初始温度1150～1180℃，终锻温度不低于980℃，可按要求锻成初轧板坯或棒坯；热轧：将锻坯加热至1150～1180℃，热轧加工成厚度8mm～20mm的板材或Φ12mm～Φ20mm棒材，空冷至室温；冷轧冷拉：将板坯冷轧成所需规格的冷轧板帯材，将棒材冷拉成所需规格的线材，在冷轧冷拉过程中，可进行1050℃×(25～60)min退火处理消除加工硬化。

根据本发明所设定的化学成分范围，在真空感应炉上熔炼得三炉耐蚀合金材料，经电渣重熔、锻造、轧制、拉拔后得到所需形式的合金材料。

实施例3实验结果

1.材料的性能实验

化学成分试样在电渣锭上钻屑取样，其余所有测试试样均沿加工方向取样，测得的化学成分如表1所示，力学性能如表2所示。

表2制备的放射性废液处理装置制作材料力学性能

2.材料的环境实验

上述实施例材料，根据室温至110℃的使用温度范围，并且蒸发器加工过程需要用到焊接工艺，经过模拟核场废液环境耐腐蚀实验验证，其耐腐蚀性能优秀，年腐蚀速率如表3所示。

表3制备的材料在核场废液环境中的耐腐蚀性能

Claims

1.一种放射性废液处理装置制作材料，其特征在于，各组分的质量百分比为：

C：≤0.02％；P：≤0.01％；S：≤0.01％；Si：≤0.5％；

Ti：≤0.10％；Al：≤0.04％；Co:≤0.01％；

其余为Ni。

2.根据权利要求1所述的材料，其特征在于，各组分的质量百分比为：

其余为Ni。

3.制备权利要求1-2任一所述的放射性废液处理装置制作材料的方法，其特征在于，该方法有以下步骤：

1)熔炼：取权利要求1或2所述的组分，混匀，真空下熔炼，精炼1500℃～1550℃，精炼期真空度>1Pa，浇注温度1450℃～1480℃，得真空锭，然后用三元渣系保护电渣重熔，得到表面质量较光滑的电渣锭；

2)均匀化处理：步骤1)所述电渣锭于1100～1180℃下均匀化热处理4～6小时；

3)锻造：锻造初始温度1150～1180℃，终锻温度不低于980℃，锻板坯；

4)热轧：将锻坯加热至1150～1180℃，热轧加工成厚度8mm～20mm的板材或Φ12mm～Φ20mm棒材，空冷至室温；

5)冷轧冷拉：将板坯冷轧成冷轧板帯材，规格厚度×幅宽为δ(1～3)mm×(150～400)mm；

6)退火热处理温度：1050℃×(25～60)分钟。

4.根据权利要求3所述得到方法，其特征在于：步骤1)所述的三元渣系为质量百分比为的50％CaF₂+20％Al₂O₃+30％CaO。

5.根据权利要求3所述得到方法，其特征在于：步骤5)冷轧冷拉时，采用1010℃～1050℃退火消除加工硬化。

6.权利要求1～2任一所述放射性废液处理装置制作材料在制备核场废液处理容器中应用。