CN110468348B - 一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢法兰及其制造方法 - Google Patents

一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢法兰及其制造方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢法兰，含有下列化学成分：C≤0.03％，Si≤1％，Mn≤2％，P≤0.03％，S≤0.015％，18.5％≤Cr≤19.5％，9％≤Ni≤11.5％，Cu≤1％，B≤0.001％，其余为铁。还公开了一种制造方法，包括如下步骤：原材料精炼：将原材料精炼成含有上述化学成分的不锈钢钢锭；锻造：将得到的不锈钢钢锭，用液压机或空气锤锻造成不锈钢法兰；热处理：加热至1050℃～1120℃并保温，再进行水冷。检测：对经过热处理后的不锈钢锻件进行理化检测和无损检测。通过上述方式，本发明控制了材料的纯净度，增加材料的耐腐蚀性能和材料强度，有效提升材料的力学性能。在制造方法方面，避免对锻件性能产生不利影响；通过固溶处理保证锻件具有优良的微观组织，防止锻件奥氏体晶粒长大。

Description

一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢法兰及其制造方法
技术领域
本发明涉及不锈钢锻造技术领域，特别是涉及一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢法兰及其制造方法。
背景技术
不锈钢材质是一种有着接近镜面的光亮度，具有优异的耐蚀性、相容性以及强韧性等系列特点，用于重/轻工业、生活用品行业以及建筑装饰等行业中。
华龙一号是我国自主开发的第三代核电技术，核电站使用的法兰及锻件的性能和适用标准与国外核电技术不同，未来华龙一号核电技术必将成为我国自建和出口核电站的主要机型，未来发展空间广阔。华龙一号核电机组中大量使用022Cr19Ni10材质的法兰和锻件，022Cr19Ni10材质法兰和锻件的材料、制造、检验和验收应符合核电机组奥氏体不锈钢采购技术规格书的要求。华龙一号核电机组法兰和锻件的制造要求与法国RCC-M核电机组以及美国AP1000核电机组的法兰和锻件制造要求完全不同，属于不同的核电标准体系。
核电站中所用的锻件对不锈钢锻件的性能要求较高。022Cr19Ni10不锈钢是一种通用性的不锈钢材料。022Cr19Ni10是碳含量较低的304不锈钢的变种，用于需要焊接的场合。较低的碳含量使得在靠近焊缝的热影响区中所析出的碳化物减至最少，而碳化物的析出可能导致不锈钢在某些环境中产生晶间腐蚀(焊接侵蚀)。022Cr19Ni10不锈钢的锻造性能较差，变形比较困难。由于存在加工硬化现象。使得在芯棒拔长过程中的变形量不能给的太大。且热量损失较大。因此必须在教多火次下成型。若高温保温阶段处理不好，会造成粗晶。
发明内容
本发明主要解决的技术问题是提供一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢法兰及其制造方法，能够有效提升材料的力学性能，控制锻件的晶粒度，防止锻件的晶粒长大。
为达到上述目的，本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：
一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢锻件，所述的不锈钢锻件含有下列化学成分：C≤0.03％，Si≤1％，Mn≤2％，P≤0.03％，S≤0.015％，18.5％≤Cr≤19.5％，9％≤Ni≤11.5％，Cu≤1％，B≤0.001％，其余为铁。
一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢锻件的制造方法，包括如下步骤：
原材料精炼：将原材料精炼成含有上述化学成分的不锈钢钢锭；
锻造：将得到的不锈钢钢锭，用液压机或空气锤锻造成不锈钢锻件，其加热保温温度为≤1200℃；锻造经过2～4火次成形，总锻造比≥5，且锻造时最后一个火次的锻造比大于等于总锻造比的20％；
热处理：将锻造后的不锈钢锻件加热至1050℃～1120℃并保温，再进行水冷，在进行水冷时通过大型水池与外部蓄水池快速循环冷却；
检测：对热处理后的不锈钢法兰进行理化检测和无损检测。
优选的，在锻造步骤中，不锈钢钢锭的冒口端去除18％，不锈钢钢锭的水口端去除7％。
优选的，在锻造步骤中，锻件回炉加热温度比初次加热温度低10～20℃。
优选的，在锻造步骤中，锻件回炉加热温度与初次加热温度相同。
优选的，在热处理步骤中，固溶处理的保温时间≤4h。
优选的，在热处理步骤后，对不锈钢锻件进行力学性能测试：从经过热处理后的不锈钢锻件取料加工成试样，进行拉伸试验和冲击试验。
优选的，所述拉伸试验包括室温拉伸试验和高温拉伸试验。
由于上述技术方案的运用，本发明与现有技术相比具有下列有益效果：
提供了一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢锻件及其制造方法，控制了材料的纯净度，在原材料成分上降低有害元素的含量，增加材料的耐腐蚀性能和材料强度，有效提升材料的力学性能。在制造方法方面，通过控制锻造加热温度，避免产生高温铁素体，对锻件性能产生不利影响。这个材料正常情况下是单相奥氏体组织，不应该含有过量其他相，如果高温铁素体过多，在使用过程中会在晶界出析出脆性相，使材料脆性增大，不利于使用。通过特定的固溶处理保证锻件具有优良的微观组织，较小的晶粒度，并控制热处理保温时间，防止锻件的奥氏体晶粒长大。
具体实施方式
下面对本发明的较佳实施例进行详细阐述，以使本发明的优点和特征能更易于被本领域技术人员理解，从而对本发明的保护范围做出更为清楚明确的界定。
一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢锻件，所述的不锈钢锻件含有下列化学成分：C≤0.03％，Si≤1％，Mn≤2％，P≤0.03％，S≤0.015％，18.5％≤Cr≤19.5％，9％≤Ni≤11.5％，Cu≤1％，B≤0.001％，其余为铁。为控制材料的纯净度，降低了P和S元素的含量，控制了B元素的含量，调整了Cr和Ni元素的含量，在材料成分上降低有害元素的含量，有效提升材料的力学性能，尤其是增加材料的耐腐蚀性能和材料强度。
一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢锻件的制造方法，包括如下步骤：
原材料精炼：通过AOD炉(argon oxygen decarburization furnace)将原材料精炼成含有上述化学成分的不锈钢钢锭，保证材料纯净度。
锻造：将得到的不锈钢钢锭，用液压机或空气锤锻造成不锈钢锻件。其加热保温温度为≤1200℃，避免高温加热产生高温铁素体，这种高温铁素体会对锻件性能产生影响，且无法消除。锻造经过2～3火次成形，对于大型锻件可以增加一个火次。在锻造步骤中，锻件回炉加热温度比初次加热温度低10～20℃或两者温度相同，即锻件在下一个火次的加热温度要比在上一个火次的加热温度低10～20℃或两者温度相同。通过多火次成形有效保证锻造温度，又要避免火次数量过多会使得脱碳层会变厚，锻件的晶粒会增大，该制造方法经过2～3火次成形来保证锻造效果，避免对锻件性能产生影响。
总锻造比为各分锻造比之和，即总锻造比为各火次锻造比之和。该制造方法中，总锻造比≥5，且锻造时最后一个火次的锻造比大于等于总锻造比的20％，这样通过最后一个火次变形量可以保证晶粒度大小，从而可以有效保证制造出来的022Cr19Ni10不锈钢锻件按GB/T6394的规定测定的晶粒度大于等于3级，符合核电站技术规格书中的要求。
为进一步减少锻件中的缺陷，增加钢锭的冒口端和水口端的去除量。在锻造步骤中，将不锈钢钢锭的冒口端去除18％，不锈钢钢锭的水口端去除7％。锻造时将坯料充分锻实，消除铸态组织，锻合缺陷。
热处理：将锻造后的不锈钢锻件加热至1050℃～1120℃并保温，再进行水冷，在进行水冷时通过大型水池与外部蓄水池快速循环冷却，通过快速水冷使得锻件外形尺寸尽可能接近产品尺寸。为防止奥氏体晶粒在热处理加热时过快长大，固溶处理的保温时间≤4h。该制造方法研究了固溶处理温度、保温时间与固溶效果之间的关系，确保所选择的加热温度和保温时间能获得单一纯净的奥氏体组织，保证锻件较小的晶粒度，且不使奥氏体晶粒度明显长大。
性能测试：性能测试在热处理步骤之后，从经过热处理后的不锈钢锻件取料加工成试样进行理化检测和无损检测，如进行拉伸试验和冲击试验。其中，拉伸试验包括室温拉伸试验和高温拉伸试验。
检测：无损检测项目为超声波检测和液体渗透检测，通过超声波检测仪、液体渗透检测仪对经过热处理后的不锈钢锻件进行无损检测。
实施例
不锈钢锻件的化学成分为：C为0.019％，Si为0.43％，Mn为1.72％，P为0.013％，S为0.001％，Cr为19.26％，Ni为10.65％，Cu为0.8％，B为0.001％，其余为铁。
不锈钢锻件通过本发明的制造方法制得：利用AOD炉将原材料精炼成含有本实施例中的化学成分的不锈钢钢锭。将得到的不锈钢钢锭，用液压机造成不锈钢锻件。锻造经过3火次成形，3火次的锻造比分别为2、2、1，3火次的加热温度分别为1200℃、1180℃、1180℃。将不锈钢钢锭的冒口端去除18％，不锈钢钢锭的水口端去除7％。将锻造后的不锈钢锻件加热至1100℃并保温3h，通过大型水池与外部蓄水池快速循环进行水冷。从经过热处理后的不锈钢锻件取料加工成试样，以待做理化试验和无损检测。
对比例1
不锈钢锻件的化学成分为：C为0.018％，Si为0.62％，Mn为1.66％，P为0.038％，S为0.021％，Cr为18.25％，Ni为8.79％，Cu为1.6％，B为0.05％，其余为铁。
本对比例1中的不锈钢锻件的化学成分与本发明中的化学成分不一致，本对比例1中的不锈钢锻件通过本发明的制造方法制得，其具体制造步骤与对比例相同。将本对比例1中的不锈钢锻件料加工成试样，以待做性能试验和无损检测。
对比例2
不锈钢锻件的化学成分为：C为0.019％，Si为0.43％，Mn为1.72％，P为0.013％，S为0.001％，Cr为19.26％，Ni为10.65％，Cu为0.8％，B为0.001％，其余为铁。
本对比例2中的不锈钢锻件的化学成分与实施例中的化学成分一致，本对比例2中的不锈钢锻件通过传统的制造方法制得。将本对比例2中的不锈钢锻件料加工成试样，以待做理化试验和无损检测。
分别制得100个实施例、100个对比例1和100个对比例2中的不锈钢法兰。分别对这300个不锈钢法兰进行同样的理化试验和无损检测。按GB/T228.1对不锈钢锻件进行室温拉伸试验，按GB/T4338对不锈钢锻件进行高温(350℃)拉伸试验。按GB/T229对不锈钢锻件进行冲击试验。
按NB/T20004-2011对不锈钢锻件进行晶间腐蚀试验，试样经700℃±10℃保温30分钟，保温后的试样在炉内以60℃±5℃/h的速度缓冷至500℃出炉，在空气中冷到室温敏化处理。
按GB/T10561对不锈钢锻件进行非金属夹杂物b检测。按GB/T6394对不锈钢锻件进行晶粒度b检测。按NB/T20003对不锈钢锻件进行超声波检验(UT)c检测。按NB/T20003.4对不锈钢锻件进行液体渗透(PT)检测。本发明中的实验操作方法都按国家标准进行。
性能试验的结果分别按100个实施例、100个对比例1和100个对比例2中的不锈钢锻取平均值，如表1所示。无损检测的结果分别按100个实施例、100个对比例1和100个对比例2中的不锈钢法兰的缺陷情况如表2所示，表2中的数值为测得的平均值。
表1实施例、对比例1和对比例2中不锈钢法兰的力学性能试验的结果
试验项目 标准值 实施例 对比例1 对比例2
室温Rp0.2(MPa) ≥175 217 187 182
室温Rm(MPa) ≥490 566 532 537
室温A％ ≥45 57.5 55.6 52.2
高温Rp0.2(MPa) ≥105 165 121 118
高温Rm(MPa) ≥350 422 341 335
表2实施例、对比例1和对比例2中不锈钢锻的其它检测的结果
Figure BDA0002202807740000071
将本发明的实施例1与对比例1、2进行比较，得出如下结论：
对于对比例1，由于采用了传统化学成分，力学性能方面，综合性能有所降低，说明化学成分调整对力学性能提升产生较好效果。由于化学成分之外的其他制备方法没有改变，晶粒度、产品表面缺陷和内部缺陷与实施例相差不大。
对于对比例2，虽然采用了实施例中的化学成分，但采用了传统工艺，由于传统工艺中热处理加热温度较高，冷却效果不好，奥氏体晶粒明显增大，说明热处理参数优化调整对力学性能提升产生较好效果。由于传统工艺锻造比较小，对锻件锻透和压实效果没有实施例好，所以超声波检测时发现多处大于6mm当量的缺陷。
从检测数据可以看出，实施例对化学成分调整、对热处理工艺优化、以及特殊的锻造工艺，产生了良好效果，使用本发明制造工艺生产的锻件性能优异，锻件性能指标远超传统工艺生产的法兰，无损检测中发现的缺陷数量和尺寸也远优于传统工艺，实施例工艺比传统工艺有更好的效果。
以上仅为本发明的实施例，并非因此限制本发明的专利范围，凡是利用本发明说明书所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的技术领域，均同理包括在本发明的专利保护范围内。

Claims (6)

1.一种核电站用022Cr19Ni10不锈钢法兰的制造方法，其特征在于，所述的不锈钢法兰含有下列化学成分：C≤0.019％，Si≤1％，Mn≤2％，P≤0.03％，S≤0.015％，19.26％≤Cr≤19.5％，9％≤Ni≤11.5％，0.8％≤Cu≤1％，B≤0.001％，其余为铁；
制造方法包括如下步骤：
原材料精炼：将原材料精炼成含有上述化学成分的不锈钢钢锭；
锻造：将得到的不锈钢钢锭，用液压机或空气锤锻造成不锈钢法兰，其加热保温温度为≤1200℃；锻造经过2～4火次成形，总锻造比≥5，且锻造时最后一个火次的锻造比大于等于总锻造比的20％；
热处理：将锻造后的不锈钢锻件加热至1050℃～1120℃并保温，再进行水冷，在进行水冷时通过大型水池与外部蓄水池快速循环冷却；在热处理步骤中，固溶处理的保温时间≤4h；
检测：对热处理后的不锈钢法兰进行理化检测和无损检测。
2.根据权利要求1所述的制造方法，其特征在于：在锻造步骤中，不锈钢钢锭的冒口端去除18％，不锈钢钢锭的水口端去除7％。
3.根据权利要求1所述的制造方法，其特征在于：在锻造步骤中，锻件回炉加热温度比初次加热温度低10～20℃。
4.根据权利要求1所述的制造方法，其特征在于：在锻造步骤中，锻件回炉加热温度与初次加热温度相同。
5.根据权利要求1所述的制造方法，其特征在于：在热处理步骤后，对不 锈钢锻件进行力学性能测试：从经过热处理后的不锈钢锻件取料加工成试样，进行拉伸试验和冲击试验。
6.根据权利要求5所述的制造方法，其特征在于：所述拉伸试验包括室温拉伸试验和高温拉伸试验。
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