Z2CN19-10(N)奥氏体不锈钢为RCC-M标准中的牌号,该牌号材料以其良好的化学成分、力学性能、耐腐蚀性能、组织稳定性和良好的抗中子辐照性能而广泛用于核电站的关键设备,如核岛反应堆内的堆内构件、安注箱以及一些配套的支撑件。在这些关键设备用不锈钢中,超厚超重板材占有很大比例,主要规格为厚度76~90mm,最大单重为19t。根据RCC-M标准规定,安注箱和堆内构件用钢质保等级为核二级和核一级。该类用钢除了要求较高的化学性能、力学性能、耐腐蚀性能和表面质量外,还对杂质元素控制、无损探伤提出了很高的要求,这就对材料表面质量、材料的纯净度和杂质元素控制提出了极高的要求。
本文系统介绍了某核电项目开发的安注箱用超厚超重Z2CN19-10(N)奥氏体不锈钢板材的生产工艺路径、关键技术和产品实物质量。1Z2CN19-10(N)奥氏体不锈钢
化学成分及力学性能
Z2CN19-10(N)奥氏体不锈钢化学成分及力学性能如表1所示。
超厚超重板材生产关键技术
合理设计成分和杂质元素控制
对于大型模铸扁锭,成分偏析一直是浇铸过程中不可避免的“。设计成分时,要充分考虑不同元素的偏析差异和由此造成的影响,如间隙原子碳、氮的偏析,贵重金属Ni、Cr的偏析。若碳、氮设计成分含量过低,将会影响其力学性能;若设计成分偏高,由于偏析则极易导致核电板材局部碳氮超标。贵重元素Ni、Cr添加过多,将会使材料成本增加;添加过少,又会由于偏析造成局部成分不合,因此需要控制在一个合理值范围。除了对各个元素的控制外,还要控制Z2CN19-10(N)奥氏体中的镍铬当量比,主要借此来控制其残余铁素体含量。如果残余铁素体含量过高,再加上局部成分偏析,可能会导致锻造和热轧过程中锻坯或热轧板材表面或内部出现微裂纹,直接造成酸洗后成品钢板表面存在缺陷,或者探伤不合。
Z2CN19-10(N)作为核反应岛内用结构材料,要求对中子吸收截面大的Co、B等进行严格控制,以防止材料受中子辐照而导致的脆化。在冶炼过程中要求对废钢、铬铁中的Co,B等杂质元素进行重点控制,必要时可预先分析主要原料中B、Co含量,确保熔炼后B、Co含量符合材料标准要求(见表1)。此外对于Z2CN19-10(N)奥氏体不锈钢要求将氮含量控制小于0.08%,但同时该奥氏体不锈钢又要求比常规L高的力学性能,考虑到氮元素可以明显改善奥氏体不锈钢的力学性能5-61,一般将氮含量控制在0.06%~0.08%之间,因此在炼钢过程中,尤其在精炼过程后,需要使用控氮模型和相应的控氮技术进行精确控制。
浇铸工艺控制
大型模铸扁锭浇铸采用下注法,在浇铸过程中主要控制开浇温度、浇铸时间以及保护渣和发热剂的使用量。大型不锈钢模铸锭由于偏析严重,易产生裂纹,因此尽可能采用低温浇铸。浇铸时间的确定主要根据大型模铸锭的浇铸时间和帽口补注时间来确定。由于不锈钢钢水具有易氧化,黏度高、流动性差和低熔点等显著特性,是模铸中难于浇铸的钢种,因而对不锈钢模铸固体保护渣的选材、配料和理化性能检测要求较高。若选材不当,将会造成钢锭内部存在卷渣、夹杂等内部缺陷;若加入量不够,将会造成保护渣功能失效,影响钢材纯净度。浇铸完毕后加入适量的发热剂,防止钢锭头部的温降过快,提供充足的浇铸补缩时间
对于大型模铸扁锭,若在冶炼和浇铸的过程中导致大颗粒夹杂存在于钢液中,将会导致最终成品钢板探伤不合,因此有必要对其夹杂物进行评级。图3给出了厚度方向不同位置的夹杂物观察结果,发现夹杂物在不同厚度位置分布没有明显规律,夹杂物尺寸也相对较小,以颗粒环状和不连续的长条状为主。图4给出了通过扫描电镜观察到的长条状夹杂物形貌和能谱分析图,该夹杂物为氧化铝和硅酸盐的复合夹杂物,主要是由于冶炼过程中采用了铝脱氧所致。
对实际生产的超厚板成品进行了室温拉伸、室温冲击和℃拉伸性能的全面评价。从表3可以看出,材料沿厚度方向的各项机械性能比较稳定,指标都满足RCC-M标准的各项要求。对于超厚超重板材,材料的机械性能稳定性和化学成分.微观组织的均匀性是相辅相成的,较少的化学成分偏析和均匀的微观组织保证力学性能的均匀性,相反力学性能的稳定性又说明了化学成分和组织的均匀性。
(1)在制定合理的生产工艺路径基础上,通过研究成分设计、杂质元素控制、浇铸工艺、锻造工艺、表面质量控制及板形控制等各项关键技术，成功开发了超厚超重核电用Z2CN19-10(N)奥氏体不锈钢板材。
(2)超厚超重核电用Z2CN19-10(N)奥氏体不锈钢的实物水平完全满足RCC-M标准中的各项要求。
(3)该工艺开发的超厚超重Z2CN19-10(N)奥氏体不锈钢通过核电设备制造商的全面认证和评价,并已经取代国外进口产品,用于制造国内核电站安注箱和一些支撑件。该钢种超厚超重规格的开发,将会打破国外厂家长期垄断的局面，也为国内核电站的建设以及实现设备的国产化打下良好的基础。