CN87102645A - 奥氏体镍-铬-铁合金结构零件的改进 - Google Patents
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Abstract
一种在高温水介质中使用的结构零件，由奥氏体镍—铬—铁合金构成。该合金的重量组成为：5—10％的铁，18—20％的铬和大于60％的镍。该合金的全部成分，除铬以外，可以在众所周知的和被试验过的合金，典型的是600和×750合金的标准范围之内。
Description
本发明涉及具有奥氏体组织的，适用于在高温下，典型的是在200℃至300℃下和含水介质接触的镍-铬-铁基合金结构零件。
奥氏体铁-铬-镍合金已经长时期用于高温水，尤其是在加压轻水反应堆（PWRs）中的一次和二次循环中用于与水和蒸汽接触的构造结构构件。
对于这些合金中的某一些，有关它们使用的推广经验是适用的，并且它们的特性也已众所周知。特别是那种被称为“600”的合金已经被用于PWRs的蒸汽发生器结构管。这种管子在一个表面上与二次循环的液相和汽相的软化水接触，而在另一个表面上与可以含有锂和硼的一次循环水接触。×750合金也已经被十分广泛地用于把控制束导管固定在上部芯板上的结构销钉，这些管子是反应堆上方的内部零件。
下列表1给出了这些合金的成分。
根据经验，如果不考虑不稳定性的话，制造和焊接这些合金的技术已臻完善，并且有关它们耐久性的知识也已为人们所熟悉。但是，已经成为明显的事实是：600和X750合金的结构构件，当它们承受高机械应力的时候，在轻水反应堆的纯水和一次冷却液中出现应力腐蚀。这个现象是限制在反应堆中承受应力的、由这些材料构成的结构构件使用寿命的因素之一。
为了减少所发生的腐蚀，还提出了比上述合金含镍量低得多而含铬量高得多的合金。在这些合金当中也许特别值得提到的是690合金。它的成分也在表1中给出，它含有28-31%的铬，而含镍量可以低到58%。
这些新材料具有与已经广泛使用的合金相当不同的机械和物理性能;它们需要新的适合的制造方法，而这些方法还有待于研究;就它们的耐久性而言还是不可靠的。
本发明的目的是提供一些合金结构构件，这些合金基本具有已被广泛使用的那些合金的物理和机械性能，甚至那些合金在经受给予它们最能抗应力腐蚀的热处理的情况下，本发明的合金在加压水反应堆的纯水和一次介质中具有抗应力腐蚀性，显著地大于那些被充分试验过的合金。
虽然如此，本发明却是由发明人在选择那些含镍的铁-铬钢时开始的，当含铁的镍-铬合金的含铬量大于18%时，合金在轻水反应堆的纯水、稀碱性介质和一次冷却液中的应力腐蚀，实际上已变得不敏感。当观察结果是由含铬18%和含镍10%的钢的腐蚀构成时，观察结果似乎是由于这些钢被活化的事实，也就是说，晶粒接合处的铬含量明显地小于18%。
本发明提供了一种奥氏体不锈铬基合金的结构零件，该合金含有重量为5-10%的铁，18-20%的铬和大于70%的镍。铁、铬和镍含量的总和小于100%。
由于构成结构零件的合金的铁和镍含量保持在众所周知的和被试验过的合金的标准范围内，并且由于少量存在的添加元素的含量也可以在相同的范围内被选择，所以多数的冶金性能几乎不能改进。从另一方面来说，铬含量的增加尽管比把600合金变为690合金增加的少，但仍然十分显著地改善了在水介质中的抗应力腐蚀性。
依靠其被设想的应用选择合金是十分便利的，它们具有的成分不同于那些仅仅靠增加Cr含量的600和X750合金，而以百分比出现的所有其它成分则保持在600和X750合金的标准范围内。
当零件被用于既和加压水反应堆的一次冷却液接触，又和该反应堆的液相和蒸汽相（例如在蒸汽发生器中）二次循环软化水相接触时，一种含铁量大于6%的600合金的衍生物在使用中具有优越性。另外，在该合金中以实际百分比存在的元素除了铬、镍和铁之外，还有碳、硅、钛、锰和铝。附加的硫和磷的重量含量小于0.03%。
在该合金被用于成形结构零件，而该零件在运行中和可能含氧的高温水相接触的情况下，铬含量最好至少为18.5%，以便使晶粒连接处的铬含量保持在至少大约18%，而避免活化。
实际上，在多数情况下，最好限制铬含量的上限值为19.5%;通常Cr的重量含量为19%时接近它使用的最佳值。
这种类型的这些合金，就其通常的物理和化学特性来说与600合金是类似的，但是却具有高得多的抗应力腐蚀性能。
对于在高温含水介质，例如加压水反应堆的一级冷却液中承受高应力的成形结构构件，使用由X750合金派生的合金是有利的，该X750合金含有（除了镍、铬和铁之外）显著数量的锰、钛、铝和铌。
铝、铌以及特别是重量比为2.25-2.75%的钛的存在，显著增加了在十分宽的温度范围内经过热处理的结构构件的弹性应力极限。
硫和磷的含量必须保持得十分少，数量级为1ppm。钛、铝和铌的含量比例在X750合金规定的范围内是有利的，以便在冶金特性和机械耐久性方面只引起十分小的变化。
现在给出由600和X750合金派生的，按照本发明用于结构零件的合金的某些例子，这些合金被命名为600A，600B和X750A。它们的组成列于下面的表2中。
这些合金经过热处理，然后进行比较试验得到下述结果。
实施例1：合金600A
将来自同一铸件的直径22mm，壁厚1.27mm的成形管，切断并刨削成几个“马鞍”型试件。将它们经过最终热处理，在于使它们在980℃（处理1）或在1010℃（处理2）下通过一座炉子。
与未做处理的600合金试件和在700℃下热处理过的试件做比较。
在两种介质中比较应力腐蚀：
介质1：含2ppmLi，例如LiOH，1000ppmB，例如H3BO3和25毫升氢（正常温度和压力）的水，温度360℃。
介质2：含2ppmLi，例如LiOH，1000ppmB，例如H3BO3和3bar氢的水，温度360℃。
如果不经热处理，600合金放在介质1和2中小于3000小时出现破裂，多数情况是经过小于1000小时后出现破裂;如果在700℃之下经过热处理，600合金通常在小于4000小时破裂。
与之相反，600A合金则给出下列结果：
介质1：经过处理1的在3100小时之后以及经过处理2的在2100小时之后均不腐蚀。
介质2：经过处理1的在8700小时之后以及经过处理2的在4100小时之后均不腐蚀。
实施例2：合金×750A
由于它是一种承受机械应力的结构零件，例如销钉，螺母和螺栓，所以使用的试件是园柱形拉伸试件，它们经过下述热处理：
-在885℃持续均匀化24小时。
-进行分级硬化：730℃下8小时+620℃下8小时。
比较试验在含25至50ml氢（正常温度和压力）的纯水中，在温度350℃和900Mpa的机械应力下进行。
在这些条件下，先在885℃处理，然后经分级硬化处理的合金X750在小于140小时时破裂;在1093℃处理1小时，然后在74℃经过持续硬化20小时（这是通常推荐的处理）的同一合金在小于830小时时破裂。
从另一方面来说，合金X750A在经过加热硬化处理之后（这种处理是以前在工业上使用的那些当中能给予传统的X750合金最差抗腐蚀性能的处理方法），在500小时后也不破裂。
总之，本发明提供了结构零件用合金，这些合金具有十分接近于那些众所周知和被试验过的合金成分，但是当它们在高温下，在化学介质，例如水，核反应堆的一次和二次水介质，以及稀碱性介质中承受很高的机械应力时，还具有抗破裂性能。
在其它的应用中，还可以做用于固定控制束导管，蒸汽发生管的销钉，以及需要使用镍基合金并且在高温水介质，典型的是在220℃至360℃运行的承受机械拉应力的更为普通的机件。
Claims (7)
1、在核反应堆中用于和高温高压水接触的结构零件，由不锈奥氏体镍基合金构成，该合金含有(重量)5-10%的铁，18-20%的铬和大于60%的镍、铁、铬和镍的总量小于该合金的100%。
2、按照权利要求1的结构零件，其中铬含量（重量）低于19.5%。
3、按照权利要求2的结构零件，其中铬含量（重量）大约为19%。
4、按照权利要求1的结构零件，用于和含氧的高温水接触，其中铬含量（重量）至少为18.5%。
5、用于既和加压水反应堆的一次冷却液接触，又和加压水反应堆的二次循环的液相与汽相软化水接触的结构零件，由不锈奥氏体镍基合金构成，该合金的重量组成为：5-10%的铁，18-20%的铬，大于72%的镍，小于0.05%的碳，小于1%的锰，小于0.5%的硅，小于0.10%的钴，小于0.5%的铜，小于0.015%的硫和磷，加上不可避免的杂质总量为100%。
6、按照权利要求1的结构零件，其中所说的合金具有至少700MPa的屈服极限，并且合金的各种成分含量，除铬以外，是在相应于×750合金的标准范围之内。
7、按照权利要求1的结构零件，用于和加压水的一次冷却液接触，其中所说的合金含有：除镍、铬和不大于9%的铁以外，还有显著数量的锰、钛、铝和铌，磷和硫的量在1PPm数量级范围之内。
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