[发明专利]核电用高性能大直径厚壁奥氏体不锈钢锻管及其短流程制备方法

说明书

本发明公开了一种核电用高性能大直径厚壁奥氏体不锈钢锻管及其短流程制备方法，本发明的高性能大直径厚壁奥氏体不锈钢锻管制备工艺，与常规工艺相比，节省镦粗拔长开坯与挤压开孔两道工序，减少锻造加热火次，缩短工艺流程，同时避免空心铸锭生产过程中容易出现裂纹与偏析缺陷而严重影响空心锻件质量的问题，并有效提高钢锭的利用率，此外充分利用锻造余热进行固溶时效处理，节约资源、降低成本。

技术领域

本发明属于不锈钢材料及其制备工艺技术领域，具体涉及一种核电用高性能大直径厚壁奥氏体不锈钢锻管短流程制备方法。

背景技术

作为主要电力来源，核电被推到代替化石能源的首位，拉开了大发展的序幕，核电技术经历了第一代、第二代技术，目前第三代技术已经成为主导，此外，全世界都在积极研发第四代、第五代核电技术，核电技术的发展必将快速带动核电装备的升级。核电装备中需要使用大量的高性能大直径壁厚不锈钢钢管，如连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的主管道、以及控制棒驱动机构行程套管、波动管等大型管件，这些管件要求耐高温、耐高压和耐腐蚀。早期核电不锈钢管件普遍采用18-8型铸造奥氏体不锈钢，但存在强度不足和晶间腐蚀等问题，目前核电管件多采用锻造成形的316LN奥氏体不锈钢，具有强度高、塑韧好、耐晶间腐蚀性能强等特点。

然而，随着核电装备尺寸的大型化、复杂化、安全化发展，原有的奥氏体不锈钢管件性能难以满足要求。此外，在制造过程中，核电管件，如主管道，制备工艺流程包括：配料→电炉熔炼→AOD精炼→钢锭→电渣重熔→电渣锭→开坯→穿孔→锻造→固溶时效热处理→机加工→酸洗→产品，很显然制备技术要求高，如冶炼技术面临钢体纯度要求高、偏析缺陷少的难点，锻造技术也必须解决锻造温度窄、晶粒度大等难题，而且核电管件制备工艺流程长，资源消耗较多，增加经济成本。

发明内容

本发明的目的在于克服现有技术中的不足，提出了一种核电用高性能大直径厚壁奥氏体不锈钢锻管及其短流程制备方法，解决了核电用锻管制备工艺流程长、锻造缺陷多等技术问题。

为解决上述技术问题，本发明提供了一种核电用高性能大直径厚壁奥氏体不锈钢锻管，其特征是，

所述不锈钢锻管材料化学成分按质量百分比计包括以下成分：C0.01～0.065、Si0.5～1.0、Mn 2.0～4.0、P≤0.03、S≤0.015、Cr 18～21、Ni 8.0～10.0、Cu 2.0～4.0、N0.2～0.4、Co≤0.10、B 0.1～0.50、Mo 2.5～3.5、Nb 0.10～0.20、Ti0.1～0.6、Al 0.05～0.12、Fe余量。

相应的，本发明还提供了一种核电用高性能大直径厚壁奥氏体不锈钢锻管短流程制备方法，其特征是，具体包括以下过程：

第一步，配料→电炉熔炼→AOD精炼→钢锭；

第二步，切头/尾→电渣重熔→电渣空心锭；

第三步，径向锻造→管材；

第四步，固溶时效热处理→机加工；

第五步，酸洗→产品。

进一步的，第一步中所述配料→电炉熔炼→AOD精炼→钢锭具体包括：

按权利要求1所述组分含量进行原料配比，将原料烘烤后加入电弧炉进行熔炼，熔炼过程中，加入普通碎玻璃作为造渣材料，其加入的量约为原料总重量的1.5～3.0wt％，原料全熔为钢液后，减小电炉功率保持熔炼温度1620-1650℃，并倾炉扒渣，此后加入低碳锰铁和硅铁脱氧，随后增加电炉功率使钢液温度达1640～1680℃，进行多点喂铝脱氧；