CN112609126A - 一种核电设备用奥氏体不锈钢及其制备方法 - Google Patents

一种核电设备用奥氏体不锈钢及其制备方法 Download PDF

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Abstract

一种核电设备用奥氏体不锈钢及其制备方法，化学成分百分数为：C：0.03～0.06％；Si：1.5～2.5％；Mn：＜1.0％；Cr：17.0～19.0％；Ni：7.0～9.0％；N：0.10～0.25％；Nb：0.15～0.30％；P：小于等于0.045％；S：小于等于0.006％；Ce：0.02～0.06％；其余为Fe和不可避免杂质；步骤：用全废钢或者铁水加废钢模式在电炉配料，入AOD转炉吹氧脱碳以及合金化，精炼炉加入混合稀土块微调成分，浇铸成厚度为180～220mm的连铸坯；在加热炉内加热至目标温度1220±10℃，保温40～60分钟；通过热轧机轧制到目标厚度黑皮卷；固溶处理，用冷轧机轧制目标厚度，退火热处理、酸洗、平整。本发明工艺合理、配比科学，制备的不锈钢在保证高温性能的同时避免了易产生表面质量缺陷的Ti元素，同时微量稀土元素的加入可以将最高服役温度提高200℃。

Description

一种核电设备用奥氏体不锈钢及其制备方法
技术领域
本发明涉及一种核电设备用奥氏体不锈钢及其制备方法，主要应用于制造核电反应堆堆内构件等。
背景技术
目前核电反应堆堆内构件的服役温度约300～600℃，现使用的一般为稳定化不锈钢321(即ASTM的S32100或者S32109)，通过添加一定量的Ti，通常为0.5～0.7％，在保证高碳含量的情况下具有良好的耐晶间腐蚀性能。但由于Ti是易氧化元素，含量较高时冶炼生产的难度较大，表面容易出现起皮和钛条纹等质量缺陷，连铸板坯需要深度的修磨以去除表面缺陷，严重降低成材率。另外，含钛钢焊接过程中Ti易与氧结合上浮到熔池表面，形成渣岛类的焊接缺陷，需要对焊缝修磨去除焊接渣岛缺陷。
为此，需要发明一种不含钛的核电设备用不锈钢材料，且高温使用性能能够达到或优于稳定化不锈钢321。
发明内容
本发明所要解决的第一个技术问题是提供一种核电设备用奥氏体不锈钢，不含钛、且高温使用性能能够达到或优于稳定化不锈钢321。
本发明所要解决的第一个技术问题是提供一种核电设备用奥氏体不锈钢的制备方法，制备的不锈钢不含钛、且高温使用性能能够达到或优于稳定化不锈钢321。
本发明解决上述第一个技术问题所采用的技术方案为：一种核电设备用奥氏体不锈钢，其特征在于：该核电设备用奥氏体不锈钢的化学成分为：
C：0.03～0.06％；
Si：1.5～2.5％；
Mn：＜1.0％；
Cr：17.0～19.0％；
Ni：7.0～9.0％；
N：0.10～0.25％；
Nb：0.15～0.30％；
P：小于等于0.045％；
S：小于等于0.006％；
Ce：0.02～0.06％；
上述百分数为质量百分数，其余为Fe和不可避免的杂质元素。
本发明解决上述第二个技术问题所采用的技术方案为：一种上述核电设备用奥氏体不锈钢的制备方法，其特征在于包括以下步骤：
1)用全废钢或者铁水加废钢的模式在电炉配料，再入AOD转炉进行吹氧脱碳以及合金化，接着至精炼炉，按照Ce收得率30～40％计算，加入混合稀土块微调成分，在连铸工序将钢水浇铸成厚度为180～220mm的连铸坯；
2)修磨好的连铸坯在加热炉内缓慢加热至目标温度1220±10℃，保温40～60分钟；
3)通过热轧机将上述加热好的板坯轧制到目标厚度的黑皮卷，热轧完成的钢卷水冷至室温；
4)热轧后的黑皮卷经1060～1120℃的固溶处理后，去除表面氧化铁皮；
5)用冷轧机将带钢轧制到目标厚度，冷轧压下率大于60％；
6)将冷轧卷经1060-1100℃退火热处理，然后酸洗以及小于1％延伸率的平整，即可制备出满足核电反应堆堆内构件用耐高温不锈钢。
优选的，所述步骤1)加入的混合稀土块的Ce含量为50％。
进一步，所述步骤3)热轧机的总压下率大于90％。
进一步，所述步骤5)的冷轧机的冷轧压下率大于60％。
与现有技术相比，本发明的优点在于：采用用少量的稀土元素Ce替代Ti提高其在高温使用时的抗氧化性，避免含Ti钢冶炼和焊接时易出现的表面质量缺陷；通过N合金化降低贵重金属Ni的含量，并通过少量的Nb保证300～600℃的高温力学性能和耐晶间腐蚀性能。本发明工艺合理、配比科学，制备的奥氏体不锈钢具有较好的高温性能，在保证高温性能的同时避免了易产生表面质量缺陷的Ti元素，同时微量稀土元素的加入可以将最高服役温度提高200℃，可用于核电反应堆堆内构件的制造。
具体实施方式
以下结合实施例对本发明作进一步详细描述。
实施例1
将铁水和计算好的废钢或者全废钢加入电炉熔炼，再入AOD转炉进行吹氧脱碳以及合金化，完成后至精炼炉微调成分，钢水重量50吨，Ce的收得率按30％计算，加入混合稀土块200公斤，在连铸工序将钢水浇铸成板坯厚度为180mm的连铸坯，板坯的化学成分如表1所示。在热轧加热炉内将板坯加热至1220℃，保温40分钟，热轧至5mm厚的黑皮卷，经1060℃的固溶热处理后去除表面的氧化铁皮，经60％的冷轧压下率冷轧至2.0mm，再经1080℃热处理和酸洗，以及0.5％延伸率的平整即可制备出满足核电反应堆堆内构件用耐高温不锈钢。
实施例2
将铁水和计算好的废钢或者全废钢加入电炉熔炼，再入AOD转炉进行吹氧脱碳以及合金化，完成后至精炼炉微调成分，钢水重量45吨，Ce的收得率按35％计算，加入混合稀土块100公斤，在连铸工序将钢水浇铸成板坯厚度为200mm的连铸坯，板坯的化学成分如表1所示。在热轧加热炉内将板坯加热至1230℃，保温60分钟，热轧至6mm后的黑皮卷，经1080℃的固溶热处理后去除表面的氧化铁皮，经60％的冷轧压下率冷轧至2.4mm，再经1060℃热处理和酸洗，以及0.3％延伸率的平整即可制备出满足核电反应堆堆内构件用耐高温不锈钢。
实施例3
将铁水和计算好的废钢或者全废钢加入电炉熔炼，再入AOD转炉进行吹氧脱碳以及合金化，完成后至精炼炉微调成分，钢水重量55吨，Ce的收得率按30％计算，加入混合稀土块150公斤，在连铸工序将钢水浇铸成板坯厚度为220mm的连铸坯，板坯的化学成分如表1所示。在热轧加热炉内将板坯加热至1230℃，保温60分钟，热轧至4mm后的黑皮卷，经1090℃的固溶热处理后去除表面的氧化铁皮，经70％的冷轧压下率冷轧至1.2mm，再经1070℃热处理和酸洗，以及0.4％延伸率的平整即可制备出满足核电反应堆堆内构件用耐高温不锈钢。
实施例4
将铁水和计算好的废钢或者全废钢加入电炉熔炼，再入AOD转炉进行吹氧脱碳以及合金化，完成后至精炼炉微调成分，钢水重量55吨，Ce的收得率按30％计算，加入混合稀土块100公斤，在连铸工序将钢水浇铸成板坯厚度为180mm的连铸坯，板坯的化学成分如表1所示。在热轧加热炉内将板坯加热至1220℃，保温40分钟，热轧至5mm后的黑皮卷，经1120℃的固溶热处理后去除表面的氧化铁皮，经70％的冷轧压下率冷轧至1.5mm，再经1100℃热处理和酸洗，以及0.6％延伸率的平整即可制备出满足核电反应堆堆内构件用耐高温不锈钢。
实施例5
将铁水和计算好的废钢或者全废钢加入电炉熔炼，再入AOD转炉进行吹氧脱碳以及合金化，完成后至精炼炉微调成分，钢水重量50吨，Ce的收得率按30％计算，加入混合稀土块67公斤，在连铸工序将钢水浇铸成板坯厚度为180mm的连铸坯，板坯的化学成分如表1所示。在热轧加热炉内将板坯加热至1210℃，保温50分钟，热轧至5.5mm后的黑皮卷，经1100℃的固溶热处理后去除表面的氧化铁皮，经64％的冷轧压下率冷轧至2.0mm，再经1085℃热处理和酸洗，以及0.8％延伸率的平整即可制备出满足核电反应堆堆内构件用耐高温不锈钢。
上述实施例的化学成分及工艺参数如表1、表2所示：
表1实施例板坯的化学成分
C Si Mn P S Cr Ni Nb N Ce
实施例1 0.04 1.5 0.7 0.035 0.006 18 8.0 0.2 0.17 0.06
实施例2 0.05 1.8 0.6 0.03 0.003 18.2 8.1 0.25 0.20 0.038
实施例3 0.06 2.5 0.5 0.032 0.002 19.0 7.0 0.3 0.25 0.041
实施例4 0.03 2.0 0.4 0.028 0.004 17.0 7.5 0.15 0.13 0.027
实施例5 0.05 2.4 0.3 0.04 0.001 17.3 8.3 0.25 0.10 0.02
表2实施例的工艺参数
实施例1 实施例2 实施例3 实施例4 实施例5
钢水量(吨) 50 45 55 55 50
Ce的收得率(％) 30 35 30 30 30
喂入稀土块重量(Kg) 200 100 150 100 67
板坯厚度(mm) 180 200 220 180 180
加热温度(℃) 1220 1230 1230 1220 1210
保温时间(min) 40 60 60 40 50
热轧卷厚度(mm) 5 6 4 5 5.5
热轧卷固溶处理温度(℃) 1060 1080 1090 1120 1100
冷轧压下率(％) 60 60 70 70 64
冷轧卷厚度(mm) 2 2.4 1.2 1.5 2
冷轧卷热处理温度(℃) 1080 1060 1070 1100 1085
平整延伸率(％) 0.5 0.3 0.4 0.6 0.8
实施例制备的不锈钢的400℃高温性能如表3所示：
表3实施例的400℃高温性能
Figure BDA0002775939010000051
下面对本发明的不锈钢的化学成分及配比作具体分析说明：
C是强奥氏体形成元素，有利于室温下奥氏体组织的稳定性并保证高温强度。但易与铬形成碳化物在晶界聚集，降低耐晶间腐蚀性能。因此，碳含量被定义为0.03～0.06质量％。
Si是炼钢过程中的重要脱氧元素，同时也会和稀土元素一起形成一层致密的氧化膜以阻碍金属离子的向外扩散，提高高温抗氧化性能。因此，Si含量被定义为小于1.5～2.5质量％。
Mn是形成并稳定奥氏体的元素，可以提高室温强度并改善高温热塑性，但Mn易与钢中的S结合，形成硫化锰夹杂，降低耐氯化物点蚀和缝隙腐蚀能力。因此，Mn含量被定义为小于1.0质量％。
Cr是奥氏体不锈钢中强烈形成并稳定铁素体的元素，缩小奥氏体区，是提高耐蚀性的主要元素，特别是耐点腐蚀。但Cr含量太高高温长时间使用时易形成脆性相，降低使用性能。Cr被定义为17.0～19.0质量％。
Ni是昂贵的金属元素，对成本影响较大。但Ni有利于平衡不锈钢的组织，提高奥氏体不锈钢在室温条件下的组织稳定性。Ni被定义为7.0～9.0质量％。
N形成奥氏体的能力是Ni的30倍，固溶的N可以提高奥氏体不锈钢的耐蚀性以及强度。根据工业化可稳定实现的水平，N被定义为0.10～0.25％。
Nb作为稳定化元素可以防止敏化态晶间腐蚀的发生。为了防止高温使用过程中Cr23C6的析出，Nb的加入量随着碳含量而变化，被定义为0.15～0.30％。
稀土元素Ce的少量加入即可明显改善其热塑性和抗氧化性，过量的添加将会导致夹杂物数量增多，不利于高温蠕变性能的改善。因此，Ce被定义为0.02～0.06％。
P和S均为不可避免的杂质元素，但对性能有不利的影响，应分别小于0.045质量％和0.006质量％。

Claims (5)

1.一种核电设备用奥氏体不锈钢，其特征在于：该核电设备用奥氏体不锈钢的化学成分为：
C：0.03～0.06％；
Si：1.5～2.5％；
Mn：＜1.0％；
Cr：17.0～19.0％；
Ni：7.0～9.0％；
N：0.10～0.25％；
Nb：0.15～0.30％；
P：小于等于0.045％；
S：小于等于0.006％；
Ce：0.02～0.06％；
上述百分数为质量百分数，其余为Fe和不可避免的杂质元素。
2.一种权利要求1所述的核电设备用奥氏体不锈钢的制备方法，其特征在于包括以下步骤：
1)用全废钢或者铁水加废钢的模式在电炉配料，再入AOD转炉进行吹氧脱碳以及合金化，接着至精炼炉，按照Ce收得率30～40％计算，加入混合稀土块微调成分，在连铸工序将钢水浇铸成厚度为180～220mm的连铸坯；
2)修磨好的连铸坯在加热炉内缓慢加热至目标温度1220±10℃，保温40～60分钟；
3)通过热轧机将上述加热好的板坯轧制到目标厚度的黑皮卷，热轧完成的钢卷水冷至室温；
4)热轧后的黑皮卷经1060～1120℃的固溶处理后，去除表面氧化铁皮；
5)用冷轧机将带钢轧制到目标厚度，冷轧压下率大于60％；
6)将冷轧卷经1060-1100℃退火热处理，然后酸洗以及小于1％延伸率的平整，即可制备出满足核电反应堆堆内构件用耐高温不锈钢。
3.根据权利要求2所述的制备方法，其特征在于：所述步骤1)加入的混合稀土块的Ce含量为50％。
4.根据权利要求2所述的制备方法，其特征在于：所述步骤3)热轧机的总压下率大于90％。
5.根据权利要求2所述的制备方法，其特征在于：所述步骤5)的冷轧机的冷轧压下率大于60％。
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