[发明专利]高强韧超低碳控氮奥氏体不锈钢的制造方法

说明书

技术领域

本发明涉及奥氏体不锈钢的制造方法，尤其涉及一种核级设备制造用超低碳控氮奥氏体不锈钢的制造方法。

背景技术

当前，我国核电产业面临着大发展的良好机遇。2007年，国务院批准《国家核电发展中长期发展规划》，明确到2020年，我国核电装机容量要达到4,000万千瓦，在建核电装机容量达到1,800万千瓦。我国目前正在运行和在建的核电站大部分为压水核反应堆，其冷却和工作介质为高纯水。由于不锈钢在高纯水中的腐蚀率很低，因此，在压水堆中大量选用各种不锈钢材料，其类型涉及板、带、管、丝、棒和锻件等。

奥氏体不锈钢材料具有优异的核级性能及良好的耐蚀性，在核级设备制造中得到了广泛的应用。早期反应堆中所选用的是标准型的304和316型奥氏体不锈钢，其强度水平可满足使用要求，但这些钢中的碳含量较高，耐晶间腐蚀能力不足，厚截面材料焊后易遭受晶间腐蚀，从而导致管道材料发生晶间型应力腐蚀破裂。为了改善其耐蚀性，开发了超低碳型奥氏体不锈钢304L和316L，两者耐晶间腐蚀、焊接性能和加工性能均很优异，但是碳含量的降低引起材料的强度降低，不能满足核规程要求。因此，为了满足核电装备的发展需求，必须开发一种在合金成分上不脱离传统核电用钢的标准规定范围，力学性能与标准型304和316不锈钢相当，耐晶间腐蚀性能不低于超低碳奥氏体不锈钢的新型核级奥氏体不锈钢材料。

研究中发现，氮在不锈钢中可作为固溶强化元素提高奥氏体不锈钢的强度，但并不显著损害钢的塑性和韧性；同时，氮还可提高钢的耐腐蚀性能，特别是耐局部腐蚀，比如耐晶间腐蚀，点腐蚀和缝隙腐蚀等。在此认识基础上，美国的GE公司最先开发了304NG和316NG(NG代表核级)超低碳控氮奥氏体不锈钢，即在超低碳(C≤0.02％～0.03％)铬镍奥氏体不锈钢中加入0.05％～0.10％氮，此类控氮奥氏体不锈钢既具有标准304和316不锈钢的强度水平又具有超低碳奥氏体不锈钢304L和316L的耐晶间腐蚀能力。超低碳控氮奥氏体不锈钢先后成功应用于沸水堆和压水堆。目前，核电技术比较先进的日本和法国也都将超低碳控氮奥氏体不锈钢材料用于压水堆主管道、堆内结构材料(法兰、堆内各种支撑件等)等关键部件。我国于20世纪80年代中期针对压水核动力堆主管道的需求，开始研究控氮奥氏体不锈钢，并取得了可喜的进展，已可替代部分进口产品，促进了我国核电装备的国产化率。

2007年，我国确定了以美国AP-1000作为第三代核电发展的技术选择，第三代核电AP-1000机组的设计寿命提高到了60年(第二代核电设计寿命是40年)。因此，与第二代核电相比，第三代核电对所用材料及构件的使用性能和稳定性提出了更高的要求，并对生产组织、生产工艺和管理流程等方面技术要求较高。比如，核电站主管道是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大厚壁承压管道，是核蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”，是压水堆核电站的核一级关键设备之一。AP-1000机组采用了超低碳控氮不锈钢整体锻造技术，材质要求高、加工制造难度很大。国内的宝钢、太钢等大型钢铁企业是核级不锈钢的主要生产商，在超低碳控氮奥氏体不锈钢的研发和生产上均取得了一定的进展。但与国外先进技术相比还有较大的差距，核级不锈钢国产化成为制约我国核电产业发展的瓶颈。因此，针对第三代核电的特殊需求，开展高强韧超低碳奥氏体不锈钢材料的基础研究和工程化应用技术研发是十分重要的。

但我国在核级不锈钢材料上长期依赖进口，严重制约了核电建设国产化率的提高。第三代核电技术对不锈钢材料提出了更高的要求。高强韧超低碳控氮奥氏体不锈钢具有耐腐蚀、耐高温、高强度等优异性能，适合应用于第三代核电AP1000机组主管道、堆内构件等关键部位，但其生产难度大，为了满足我国第三代核电发展的要求，急需开展超低碳控氮奥氏体不锈钢制造方法的研制工作。

发明内容

本发明的目的是针对第三代核电的特殊需求提供一种具有耐腐蚀、耐高温、高强度等优异性能的高强韧超低碳控氮奥氏体不锈钢的制造方法。

本发明是通过以下技术方案来实现的：高强韧超低碳控氮奥氏体不锈钢的制造方法，包括配料、精炼熔铸和脱锭，所述的高强韧超低碳控氮奥氏体不锈钢，其化学成份质量百分比为：C≤0.02，0.1≤N≤0.15，0.03≤Si≤0.05，0.03≤Mn≤0.05，Cr21-25，0.032≤Mo≤0.12，Ni 9.00～11.00，Cu≤0.50，Co≤0.006，B≤0.0015，P≤0.014，S≤0.003，余量Fe，所述的精炼熔铸采用真空感应熔炼(VIM)+真空电弧重熔(VAR)+电渣重熔(ESR)三联冶炼工艺。