核电主管道用316LN不锈钢管高温变形性能研究

2020-11-20 18:06:30

 浙江至德钢业有限公司通过热力学模拟实验,研究了316LN不锈钢管在900~1200℃、应变速率为0.01~1s-1变形条件下的高温变形性能,得到了其在大型锻造件生产条件下的流动应力曲线。通过对实验数据进行多元线性拟合,建立了316LN不锈钢管的动态再结晶模型。通过变形试样淬火后显微组织的研究分析,验证了所建立模型的正确性。比较了动态再结晶对电渣重熔钢锭和真空浇铸钢锭晶粒细化效果的差异,从而初步确定了316LN不锈钢管合理的锻造工艺区间。


 核电站主管道是核电蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉是核电站的核一级关键部件之一。AP1000技术为第三代核电技术,其设计寿命提高到60年,核电站安全性能指标也大幅度提升,其主管道要求整体制造,难度很大。主管道用钢为316LN超低碳控氮奥氏体不锈钢,该钢种塑性差、变形抗力大,无法通过热处理细化晶粒,而其最终产品晶粒度要求应达到ASTM2级或者更细(ASTM4级)。因此,主管道实心轴坯的锻造过程对细化晶粒有着至关重要的影响。低层错能的金属材料在热塑性变形过程中,动态再结晶是其主要的软化机制。动态再结晶是以无畸变的晶核生成、长大形成再结晶晶粒代替含有高位错密度的形变晶粒的过程,在消除大量位错的同时达到晶粒细化的目的。20世纪60年代以来,以加拿大和英国为代表的各国学者研究了高温塑性变形中的软化机制,采用Zener-Hollomon参数来描述金属的流动行为,对工艺参数和软化机制之间的关系进行了研究,并研究了动态再结晶和静态再结晶的晶粒变化模