一种快中子反应堆核电站用F304L不锈钢法兰及其制造方法与流程

本发明属于不锈钢制造，具体涉及一种快中子反应堆核电站用f304l不锈钢法兰及其制造方法。

背景技术：

1、目前在建的核电站基本为第三代压水堆核电站，第三代压水堆核电站的压水堆采用3%-4%的浓缩铀235为原料，但真正参与核反应的原料铀235只有3%-4%，余下是会产生辐射的铀238核废料，而快中子反应堆则有望改变这一现状。

2、快中子反应堆，简称快堆。快堆是由快中子引起原子核裂变链式反应，并可实现核燃料增殖的核反应堆，能够使资源得到充分利用，还能处理热堆核电站产生的长寿命放射性废弃物。在快堆中，常用的核燃料是钚239，钚239发生裂变时放出来的快中子会被装在反应区周围的铀238吸收，又变成钚239，从而使堆中核燃料变多，反应开始循钚持续下去，从而将铀资源的利用率从目前的约1%提高至60%以上。

3、快堆中需要使用不锈钢法兰作为连接件，其中，f304l不锈钢是一种生产不锈钢法兰的通用性材料。但是，传统工艺生产的f304l法兰只能符合普通民用要求，而快堆核电站对f304l法兰的综合性能有更加严格的要求，具体要求如下：

4、（1）力学性能要求为rm（抗拉强度）≥520mpa，rp（屈服强度）≥205mpa，a（断后伸长率）≥40%；

5、（2）要求f304l不锈钢法兰在金相试验中奥氏体晶粒度≥4级；

6、（3）按nb-2540进行渗透探伤检测和超声波检测合格。

7、因此，为了拓展f304l不锈钢法兰在快堆中的应用，需要对f304l不锈钢法兰的原料和制造方法进行进一步改进，提高其综合性能。

技术实现思路

1、为了至少实现以下目的中之一，本发明提供了一种快中子反应堆核电站用f304l不锈钢法兰及其制备方法：

2、提高f304l不锈钢法兰的力学性能；

3、提高f304l不锈钢法兰的晶粒度级别；

4、f304l不锈钢法兰的内、外缺陷较少且符合nb-2540标准。

5、本发明的目的可以通过以下技术方案实现：

6、一种快中子反应堆核电站用f304l不锈钢法兰，按质量百分比计，由以下组分组成：铬18.50%-19.20%、镍10.50%-11.20%、锰1.85%-2.00%、硅0.65%-0.80%、氮0.07%-0.09%、碳0.020%-0.025%、铜≤0.40%、磷≤0.03%、硫≤0.01%、余量为铁；

7、所述f304l不锈钢法兰由以上组分经冶炼、锻造、热处理、性能测试、机加工、检测和入库制造而成；

8、所述热处理包括加热段、保温段和冷却段三部分；

9、所述加热段中加热终温与组分含量的关系：

10、t=1000+50ln((cr+ni)×100)/lnx1+30ln(fe×100)/lnx2；

11、其中，t为加热终温，单位℃；

12、其中，cr为铬的含量；ni为镍的含量；fe为铁的含量；

13、其中，x1=10-20；x2=50-200。

14、进一步地，所述f304l不锈钢法兰，按质量百分比计，由以下组分组成：铬18.80%、镍10.80%、锰1.90%、硅0.70%、氮0.08%、碳0.022%、铜0.38%、磷0.02%、硫0.01%、余量为铁。

15、进一步地，一种快中子反应堆核电站用f304l不锈钢法兰的制造方法，包括如下步骤：

16、冶炼：按照上述质量百分比进行原料配料，再经冶炼，得到钢锭；

17、锻造：用液压机或空气锤将钢锭锻造成锻件，钢锭锻造比为3.5-4.0；

18、热处理：将锻造后的锻件置于电阻炉内进行热处理，热处理完毕后冷却至室温；

19、性能测试：从热处理后的锻件上切取试验用试料，进行力学性能试验；

20、机加工：将力学性能测试合格后的锻件通过机加工制成不锈钢法兰；

21、检测：通过超声波探伤仪、渗透探伤仪对不锈钢法兰进行探伤检验；

22、入库：将探伤检验后的工件包装入库，得到所述快中子反应堆核电站用f304l不锈钢法兰。

23、进一步地，所述锻造中，最后一个锻造火次的锻造变形量大于等于总变形量的20%。

24、进一步地，所述保温段的保温时间与锻件厚度的关系：

25、t=(1.45-1.70)×s；

26、其中，t为保温时间，单位min；s为锻件厚度，单位mm。

27、进一步地，所述冷却段包括三段，依次为第一冷却段、第二冷却段和第三冷却段；所述第一冷却段采用水冷方式将锻件的温度降至550-580℃，降温速率为8-10℃/s；所述第二冷却段采用空冷方式将锻件的温度降至420-450℃；所述第三冷却段采用淬火冷却方式将锻件的温度降至室温。

28、进一步地，所述淬火冷却方式利用淬火剂进行冷却。

29、进一步地，所述淬火剂由以下步骤制备：向30%乙二醇和丙三醇的混合液中加入双金属聚醚催化剂、环氧丙烷和环氧乙烷，再向其中充入氮气保护，升温至110-120℃，搅拌反应2-3h，反应结束后，冷却至室温，再向其中加入单乙醇胺和去离子水，搅拌混合30min，得到淬火剂。

30、进一步地，所述30%乙二醇、丙三醇、双金属聚醚催化剂、环氧丙烷、环氧乙烷、单乙醇胺和去离子水的质量比为5.0-5.2:5.0-5.2:0.1:5:5:2-5:80-100。

31、进一步地，所述力学性能测试合格的标准：rm≥485mpa；rp≥170mpa；a≥30%；z≥50%。

32、本发明的有益效果：

33、本发明提供了一种快中子反应堆核电站用f304l不锈钢法兰的制造方法和由上述方法生产的f304l不锈钢法兰，经检测，本发明生产的f304l不锈钢法兰具有优异的力学性能（595mpa≥rm≥587mpa；277mpa≥rp≥272mpa；a≥60%；z≥74%）和较高的晶粒度级别（6.5级），同时，f304l不锈钢法兰的内、外缺陷较少且符合nb-2540标准。

34、本发明提供的制造方法主要包括冶炼、锻造、热处理和机加工等工序。

35、（1）首先，在冶炼工序中，本发明通过对不锈钢法兰的化学成分进行精控，尤其通过调控铬、镍和碳的含量，使化学成分含量有力地保障了不锈钢法兰的综合性能。具体地，铬元素能显著提高不锈钢法兰的耐腐蚀性，但是其过量添加会影响不锈钢法兰的热处理性能；镍元素能提高不锈钢法兰的塑性和韧性，但是其过量添加会降低不锈钢法兰的奥氏体稳定性，进而影响不锈钢法兰的综合性能；碳元素能增加不锈钢法兰的硬度和强度，但是过高的碳含量会使不锈钢法兰在高温下变得更加脆弱，因此本发明通过调整不锈钢法兰的化学成分，使钢锭加热时充分消除元素偏析影响，最终实现提高不锈钢法兰综合性能的目的。

36、（2）然后，在锻造工序中，本发明通过控制锻造比，改善锈钢法兰的内部和外部组织，减少内、外部缺陷的产生。具体地，锻造过程中，随着锻造比的增大，钢锭中的粗大不均的晶粒会被打碎，并通过再结晶变成较细的均匀等轴状结晶组织。但是，当锻造比过大会导致钢锭内部出现过多的残余应力和微观裂纹等缺陷。本发明的锻造比的选择是依据化学成分而定。

37、（3）接着，在热处理工序中，本发明通过控制加热终温、保温时间和降温方式，实现提高不锈钢法兰的力学性能和降低内、外缺陷的目的。具体地，本发明通过研究加热温度，偶然发现锻件加热终温与锻件原料组分中铬、镍和铁之间的数量关系，不同批次锻件的原料组分有所差异，本发明通过数量关系实现不同批次锻件加热终温的动态调整，在实现提高产品不锈钢法兰的力学性能的目的基础上，进一步实现不同批次产品之间的性能稳定性；本发明通过控制保温时间，防止锻件中的晶粒过度长大，有助于提高产品不锈钢法兰的晶粒度级别；本发明通过控制冷却方式，提高材料固溶处理效果，且通过利用本发明制备的淬火剂，实现降低不锈钢法兰内、外缺陷的目的，本发明制备的淬火剂为聚醚型淬火，其热稳定性好且具有优异的防淬裂性能，淬火剂随着锻件表面冷却而沉积成薄膜，有助于进一步提高不锈钢法兰的缓蚀防锈性能。