[发明专利]核电站设备零部件用的镍基合金的制备方法

说明书

技术领域

本发明属于金属材料技术领域，特别涉及一种核电站设备零部件用的镍基合金的制备方法。

背景技术

核电站使用的设备由若干零部件组成，这些零部件涉及到核电站运行和使用的寿命，因此它需要由耐高温、耐腐蚀的镍基合金材料制成。

随着我国重大专项示范工程CAP1400第三代技术项目的启动，需要一种理化性能更好，在高温、高压环境下具有较高的高温力学性能和耐腐蚀性能的镍基高温合金。这种镍基合金的室温抗拉强度不少于586Mpa、屈服强度不小于241Mpa、延伸率小于30％；350℃以下的抗拉强度不小于550Mpa、屈服强度不小于190Mpa；晶界碳化物分布均匀，晶内仅有极少的碳化物析出，腐蚀速率小于20毫克／平方分米·天。

目前，核电站设备零部件通常使用由常规方法制备的镍基合金材料，该常规方法制备的镍基合金材料，其重量百分含量组分为：Ni58.0min、Cu0.5max、Fe7.0～11.0、Mn0.5max、C0.05max、Si0.5max、S0.015max、Cr27.0～31.0。核电站设备零部件按以上所述的镍基合金百分含量的组分制备，均达不到综上所述的CAP1400第三代技术项目规定的技术参数的要求。

发明内容

本发明目的，在于针对核电站设备零部件由常规方法制备的镍基合金材料存在的问题，提供一种能滿足CAP1400第三代技术项目规定的技术参数要求的核电站设备零部件用的镍基合金的制备方法。它通过调整镍基合金中的某些元素含量，采用锻造和热处理方法，控制碳化物的析出，从而提高镍基合金材料的综合性能。

本发明的核电站设备零部件用的镍基合金的制备方法，取化学成分重量百分含量为：Ni60.0min、Cu0.20max、Fe7.0～11.0、Mn0.30～0.50，C0.025～0.030、Si0.10～0.50、S0.010max、Cr28.0～31.0、Al0.10～0.50、Ti0.50max、B0.005max、N0.05max、P0.015max、Nb0.10max、Mo0.10max、Co0.05max的镍基合金，经锻造成型，其固溶热处理的温度取1016～1119℃。

固溶热处理时，按照核电站设备零部件的实际热处理厚度尺寸确定保温时间，在不大于20mm时，按至少保温60分钟时间，在大于20mm时，按每增加1mm、保温时间增加1.5分钟。

固溶热处理后，还需进行再次热处理，再次热处理温度为705～730℃，并按照核电站设备零部件的实际热处理厚度尺寸确定保温时间，在不大于20mm时，至少保温8小时，在大于20mm时，按每增加1mm，保温时间增加2分钟。

本发明的核电站设备零部件用的镍基合金经锻造成型，再经固溶热处理、再次热处理，即制备成耐高温、耐腐蚀的核电站设备零部件用的镍基合金。

本发明的方法制备的核电站设备零部件，经室温力学性能检测，其抗拉强度630Mpa min，屈服强度250Mpa min，延伸率30％min，冲击功100J min。材料经350℃高温、力学性能检测，其抗拉强度550Mpa min，屈服强度190Mpa min。材料经敏化处理后进行晶间腐蚀试验，试样的腐蚀速率小于20毫克／平方分米·天，晶界碳化物分布均匀，晶内仅有极少量的细小碳化物析出。

采用本发明方法所述化学成分的镍基合金，经锻造成型，再经固溶热处理、再次热处理制备的镍基合金，超过国家规定的力学性能指标，具有耐高温、耐腐蚀性能。

具体实施方式

以下列举核电站蒸汽发生器设备用的水室隔板零部件作为一个实施例，用于说明本发明采用核电站设备中一个零部件，但不用于限制本发明的零部件范围，并对本发明的核电站设备零部件用的镍基合金的制备方法作进一步叙述。

本发明的核电站蒸汽发生器水室隔板零部件用的镍基合金，其制备方法，取化学成分重量百分含量为：Ni60.0min、Cu0.20max、Fe7.0～11.0、Mn0.30～0.50，C0.025～0.030、Si0.10～0.50、S0.010max、Cr28.0～31.0、Al0.10～0.50、Ti0.50max、B0.005max、N0.05max、P0.015max、Nb0.10max、Mo0.10max、Co0.05max的镍基合金，经由常规的轧制成型调整为经锻造成型。