一种核安全级316L不锈钢仪表管

《一种核安全级316L不锈钢仪表管》涉及金属冶炼技术领域，具体涉及一种核安全级316L不锈钢仪表管。

截至2015年12月25日，大型先进压水堆核电是世界上核电主要发展方向，其代表堆型为我国引进美国西屋公司的AP1000核电技术以及我国自主设计的ACP1000核电技术。在建AP1000核电站仪表测控系统中，大量核安全仪表组件使用316L不锈钢小口径仪表管，该产品也是第三代核电仪表核岛测量系统关键部件。此前AP1000堆型所有316L不锈钢仪表管均为进口。作为我国自主第三代核电示范工程，对关键材料和部件的国产化具有一定要求。

核安全级316L不锈钢小口径仪表管的规格为Φ9.53×1.65毫米。该产品规格小，且对尺寸精度、表面质量、综合性能、无损检测等都具有极高的要求，与截至2015年12月25日的316L不锈钢管产品的制备工艺相比，对制造过程中的冷加工、脱脂清洗、热处理、表面处理等工艺技术提出了较高要求。由于该产品此前均进口，中国国内尚未见核安全级316L不锈钢小口径仪表管的相关专利报道。

图1是实施例1、2、3的U型吊装结构的示意图；

图2是实施例1、2、3的高温防护套管的示意图；

图中：1-U型吊钩，2-载物部，3-芯棒，4-高温防护套管，41-第一层，42-第二层，43-第三层。

2018年12月20日，《一种核安全级316L不锈钢仪表管》获得第二十届中国专利优秀奖。

• 实施例1

以316L不锈钢钢坯/钢锭为原材料，通过挤压形成荒管，精整后荒管的规格、尺寸偏差及直线度要求如表1所示。挤压荒管进行100%表面目视检测，要求：端部应平直、无毛刺，内外表面不允许有氧化皮、玻璃润滑剂颗粒及其它杂质，内外表面不允许存在欠酸、过酸、污渍和锈斑等现象。

表1.挤压荒管规格、尺寸偏差即直线度要求

冷轧工序工艺实施方案如表2所示。

表2.冷轧工艺实施方案

其中开坯冷轧送进量为3.0毫米/牛，轧制速度70次/分钟；成品冷轧进量为1.5毫米/牛，轧制速度为120次/分钟。冷轧管材尺寸及公差实际控制范围如表3所示，完全满足工艺控制要求和标准要求。

表3.冷轧尺寸公差控制

热处理工序工艺如表4所示。光亮炉共有五个加热区，其中1区为预热区，设置温度为1030摄氏度；2~4区为保温区，设置温度为1080摄氏度；5区为过渡区，设置温度为1030摄氏度，进料速度为600毫米/分。退火速度700毫米/分；为确保内外表面不氧化变色，控制氢气流量为60平方米/小时，控制氢气露点-47摄氏度，氢气微氧含量不超过15ppm。为确保快速冷却，采用风机冷却，从900~500摄氏度的冷却时间仅为不超过1.5分种，避免了缓慢冷却过程中碳化物析出。

表4.热处理工艺

采用U型吊装结构对316L不锈钢仪表管进行吊装存储；其中U型吊装结构包括两个U型吊钩1和平直载物部2，且平直载物部两端通过U型吊钩与机架连接，使316L不锈钢仪表管产品可平直吊装与之前传统的吊装方式相比，避免了产品调运过程当时的碰撞、弯曲等现象，确保了成品直线度不超过1.5毫米/m，大大提高了产品的一次性合格率。

用于仪表管的一种316L不锈钢管的重量百分比组分为：C：0.02%，Si：0.34%，Mn：1.51%，P：0.026%，S：0.006%，Cr：17.4%，Ni：13.1%，Mo：2.13%，Co：0.02%，余量为Fe。

• 实施例2

实施例2与实施例1的区别在于，开坯冷轧送进量为2.0毫米/牛，轧制速度60次/分钟；成品冷轧进量为2.0毫米/牛，轧制速度为150次/分钟。

光亮炉的五个加热区，其中1区设置温度为1010摄氏度；2~4区设置温度为1060摄氏度；5区为温度为1010摄氏度，进料速度为600毫米/分。控制氢气流量为50平方米/小时，控制氢气露点-40摄氏度，氢气微氧含量不超过15ppm。从900~500摄氏度的冷却时间仅为不超过3.0分种。

用于仪表管的一种316L不锈钢管的重量百分比组分为：C：0.015%，Si：0.5%，Mn：1.0%，P：0.03%，S：0.005%，Cr：18.0%，Ni：12.0%，Mo：2.5%，Co：0.05%，余量为Fe。

所述冷轧工序中使用的冷轧机芯棒设置有与润滑油配合用于防止芯棒磨损的高温防护套管4；所述高温防护套管具有三层结构，与所述冷轧机芯棒接触的第一层41和与所述圆管坯接触的第三层43由高膨松性SiO2纤维制成，连接所述第一层和所述第三层的第二层42是氧化铁红硅胶材料。

• 实施例3

实施例3与实施例1的区别在于，开坯冷轧送进量为4.0毫米/牛，轧制速度80次/分钟；成品冷轧进量为1.0毫米/牛，轧制速度为100次/分钟。

光亮炉的五个加热区，其中1区设置温度为1020摄氏度；2~4区设置温度为1070摄氏度；5区为温度为1020摄氏度，进料速度为600毫米/分。控制氢气流量为70平方米/小时，控制氢气露点-60摄氏度，氢气微氧含量不超过15ppm。从900~500摄氏度的冷却时间仅为不超过1.0分种。

用于仪表管的一种316L不锈钢管的重量百分比组分为：C：0.04%，Si：0.12%，Mn：2.0%，P：0.02%，S：0.010%，Cr：16.0%，Ni：14.0%，Mo：2.0%，Co：0.01%，余量为Fe。

对利用实施例1、实施例2和实施例3所述的工艺制备而成的一种核安全级316L不锈钢小口径仪表管进行检测，外观质量检测方法为：被检钢管表面光照度大于1000Lux；被检表面不得有影响检测和评价的任何异物；当被检验表面能以正常方式接近时，则应采用与表面大于30°的视角，于最大距离600毫米处，进行检验；钢管内外表面都必须完好无损，不允许存在裂缝、折叠、龟裂、裂纹、轧折、离层和节痕等缺陷。对退火态成品取样检测，外观质量均符合要求。其他各项性能指标如下表5所示：

表5.核安全级316L不锈钢小口径仪表管综合性能

无损检测结果如下：

（1）超声波尺寸精度检测

采用CL15超声波测厚仪对直管外径、壁厚进行检测，直管的外径和公差为Φ9.53（0～ 0.12）毫米，直管的壁厚和公差为1.65（0～ 0.33）毫米，符合采购技术条件要求。

（2）超声波探伤

采用CTS-8006A型脉冲反射式超声波探伤仪或USIP40（JL-WSC5）脉冲反射式超声波检测设备按照ASMEBPVC进行内外表面的纵向和环向超声试验，标准试样矩形槽的深度0.1～1毫米，宽度不大于1.6毫米，长度不大于12.5毫米。超声波探伤合格率超过95%。

（3）涡流探伤

采用MAC175数字涡流探伤仪按照ASMEBPVCNC-2554进行纵向和环向涡流试验，标准试样通孔的直径不大于1.5毫米，切槽深度不大于0.1毫米，宽不大于1.5毫米，切槽长不大于25毫米。涡流探伤合格率达到100%。

一种核安全级316L不锈钢仪表管专利目的

《一种核安全级316L不锈钢仪表管》的目的是提供一种综合性能使其满足核安全级别的一种核安全级316L不锈钢仪表管。

一种核安全级316L不锈钢仪表管技术方案

《一种核安全级316L不锈钢仪表管》的技术目的是通过以下技术方案得以实现的：一种核安全级316L不锈钢仪表管，以圆管坯为原料，包括冷轧工序、固溶热处理工序和存储；所述冷轧工序包括开坯冷轧步骤、中间品冷轧步骤和成品冷轧步骤；所述存储方式为吊装存储；所述开坯冷轧步骤的相对变形量为70%~75%，所述中间品冷轧步骤的相对变形量为65%~70%，所述成品冷轧步骤的相对变形量为60%~65%；所述固溶热处理工序的处理温度为1060摄氏度~1080摄氏度。

在该技术方案中，冷轧工艺采用了大变形开坯冷轧与小变形成品冷轧相配合的工艺方式。采用大变形开坯冷轧的方式，大变形开坯冷轧不仅有利于改善中间品表面质量，而且有利于充分破碎热挤压态晶粒组织，为后续组织均匀性控制奠定基础；中间品冷轧步骤进一步改善了表面质量和尺寸均匀性；最后通过小变形成品冷轧步骤，精确控制尺寸精度和表面质量。合理设置和分配冷轧道次中的变形量是成功制备核安全级316L不锈钢仪表管的关键，发明人经过长期的试验、研究发现，大变形开坯冷轧工艺与小变形成品冷轧工艺的配合，即70%~75%的开坯冷轧变形量、65%~70%的中间冷轧变形量和60%~65%的成品冷轧变形量，以使316L不锈钢仪表管满足核级环境长期服役的需求。

316L不锈钢的奥氏体特征，使其在加工过程中出现相对较高的强度和较强的加工硬化趋势，退火态管材室温屈服强度超过200兆帕、抗拉强度超过500兆帕，在截至2015年12月25日的316L不锈钢管的制备中，开坯冷轧的变形量低于60%；为了制作小口径仪表管需达到的60%~75%的变形量至少需要两次中间退火，且通过多道次冷轧制备的316L不锈钢管在加工精度、材料强度上无法满足核级的使用需求。因此该技术方案中大变形开坯冷轧工艺与小变形成品冷轧工艺的配合至少减少了一个变形道次，同时也有效减少了相应去油清洗、中间退火、矫直及平头尾等工序，不但提高了生产效率，还大降低了生产成本。

作为上述技术方案的优选，所述开坯冷轧步骤的送进量为2.0~4.0毫米/次、轧制速度为60~80次/分；所述成品冷轧步骤的送进量为1.0~2.0毫米/次、轧制速度为100~150次/分。

作为上述技术方案的优选，所述开坯冷轧步骤的孔型间隙为0.2~0.8毫米、顶头间隙为0.5~2.0毫米。

作为上述技术方案的优选，所述热处理工序为采用纯氢保护气氛光亮处理炉中进行的光亮热处理。

与普通热处理炉相比，辊底式光亮热处理炉具有稳定性好、均匀性好、工作效率高、工作环境友好等优点。

作为上述技术方案的优选，所述光亮热处理温度为1010~1080摄氏度；所述光亮热处理控制退火速度为600~700毫米/分；控制氢气流量≥50平方米/小时、控制氢气露点＜-40摄氏度、控制微氧含量≤30ppm；所述光亮热处理后，冷却至室温，冷却方式为炉内风机冷却，炉内温度从900摄氏度下降到500摄氏度的时间≤3分。

发明人经过长期的试验、研究发现，1010~1080摄氏度的处理温度可以在确保材料固溶充分的前提下，兼顾组织均匀、抗腐蚀性能强、力学性能强的使用需求。氢气流量和露点的合理控制可有效使管材内外表面不发生氧化变色。快速降温的工艺，可有效避免管材长时间处于高温环境中碳化物析出而造成腐蚀性能不合格的问题。

作为上述技术方案的优选，所述吊装存储采用U型吊装结构；所述U型吊装结构包括两个U型吊钩和平直载物部，所述平直载物部两端通过U型吊钩与机架连接；转运过程中单层排放，一端对齐。

在该技术方案中，与传统吊装方式相比，U型吊装方式避免了产品调运过程当时的碰撞、弯曲等现象，在转运过程中，仅放置一层316L不锈钢管材料，并保证一端对齐放置，确保了成品直线度不超过1.5毫米/m，大大提高了产品的一次性合格率。

作为上述技术方案的优选，所述冷轧工序中使用的冷轧机芯棒设置有与润滑油配合用于防止芯棒磨损的高温防护套管；所述高温防护套管具有三层结构，与所述冷轧机芯棒接触的第一层和与所述圆管坯接触的第三层由高膨松性SiO2纤维制成，连接所述第一层和所述第三层的第二层是氧化铁红硅胶材料。

在冷轧生产中，钢管内腔的润滑是由内部包含润滑油管的芯棒来完成的，在使用中，会出现润滑油管密封结构破损的情况；在该技术方案中，通过使用高温防护套的设置，避免了上述情况的出现，稳定了冷轧机的工作性能，从而提高生产效率。

《一种核安全级316L不锈钢仪表管》所用的一种核安全级316L不锈钢仪表管其重量百分比组分要求如下：C：0.015%~0.040%，Si：≤0.5%，Mn：≤2.00%，P：0.02%~0.03%，S：0.005%~0.010%，Cr：16.00%~18.00%，Ni：12.00%~14.00%，Mo：2.00%~2.50%，Co：≤0.05%，余量为Fe。

作为上述技术方案的优选，一种核安全级316L不锈钢仪表管的重量百分比组分为：C：0.02%，Si：0.34%，Mn：1.51%，P：0.026%，S：0.006%，Cr：17.4%，Ni：13.1%，Mo：2.13%，Co：0.02%，余量为Fe。

一种核安全级316L不锈钢仪表管改善效果

综上所述，《一种核安全级316L不锈钢仪表管》具有如下有益效果：

（1）通过合理分配变形工艺，优化冷轧工序的工艺参数，确保管材尺寸精度满足标准要求以及表面质量优良；

（2）通过大变形比提高了管材的性能，简化了冷轧工序的变形道次，提高了生产效率；

（3）通过制定合理的热处理工艺，确保其组织、力学性能、硬度、腐蚀性能等符合核安全使用要求；

（4）通过研制小口径精密管表面处理和防护技术，确保其表面质量满足核安全标准使用要求。

1.一种核安全级316L不锈钢仪表管，其特征在于，通过如下方法制得：以圆管坯为原料，包括热挤压、冷轧、脱脂清洗、固溶热处理、矫直、抛光、无损检测的工序；所述冷轧工序包括开坯冷轧步骤、中间品冷轧步骤和成品冷轧步骤；存储方式为吊装存储，所述开坯冷轧步骤的相对变形量为70%~75%，所述中间品冷轧步骤的相对变形量为65%~70%，所述成品冷轧步骤的相对变形量为60%~65%；所述固溶热处理工序的处理温度为1060摄氏度~1080摄氏度。

2.根据权利要求1所述的一种核安全级316L不锈钢仪表管，其特征在于：所述开坯冷轧步骤的送进量为2.0~4.0毫米/次、轧制速度为60~80次/分；所述成品冷轧步骤的送进量为1.0~2.0毫米/次、轧制速度为100~150次/分。

3.根据权利要求2所述的一种核安全级316L不锈钢仪表管，其特征在于：所述开坯冷轧步骤的孔型间隙为0.2~0.8毫米、顶头间隙为0.5~2.0毫米。

4.根据权利要求3所述的一种核安全级316L不锈钢仪表管，其特征在于：所述成品冷轧步骤控制外径精度±0.05毫米、控制壁厚公差为0～ 0.10毫米。

5.根据权利要求1所述的一种核安全级316L不锈钢仪表管，其特征在于：所述固溶热处理工序为采用纯氢保护气氛光亮处理炉中进行的光亮热处理。

6.根据权利要求5所述的一种核安全级316L不锈钢仪表管，其特征在于：所述成品光亮热处理温度为1050~1100摄氏度，进料速度为500~800毫米/分，1050摄氏度以上保温时间≥3分；控制氢气流量≥50平方米/时、控制氢气露点＜-40摄氏度、控制微氧含量≤30ppm；所述光亮热处理保温结束后，冷却方式为炉内风机冷却，管材温度从900摄氏度下降到500摄氏度的时间≤3分。

7.根据权利要求1所述的一种核安全级316L不锈钢仪表管，其特征在于：所述吊装存储采用U形吊装结构；所述U形吊装结构包括两个U形吊钩和平直载物部，所述平直载物部两端通过U形吊钩与机架连接；转运过程中单层排放，一端对齐。

我国的核材料管制主要涉及三个部门。国家核安全局作为核安全监督管理部门，负责民用核材料的安全监督，在核材料管制方面的主要职责包括拟订核材料管制法规、监督民用核材料管制法规的实施、核准核材料许可证等。国防科工局负责管理全国的核材料，在核材料管制方面的主要职责是负责实施全国核材料管制，审查、颁发核材料许可证，拟订核材料管制规章制度，负责全国核材料帐务系统的建立和检查。总装备部负责涉及国防的核材料的安全监督和核准核材料许可证。

在我国，核材料管制的范围是：铀－235，含铀－235的材料和制品，铀－233，含铀－233的材料和制品，钚－239，含钚－239的材料和制品，氚，含氚的材料和制品，锂－6，含锂－6的材料和制品，以及其他需要管制的核材料。我国的核材料管制范围不仅包括用于核裂变的材料，还包括主要用于核聚变的材料，如氚，含氚的材料和制品，以及锂－6，含锂－6的材料和制品。这一范围大于《核材料实物保护公约》中的核材料范围。

核材料管制相关法律制度主要包括：

（一）许可证管理

我国现行法律规定持有核材料的数量达到一定限额的单位，必须申请核材料许可证，具体包括：（1）累计的调入量或生产量大于或等于0.01有效公斤的铀、含铀材料和制品（以铀的有效公斤量计）；（2）任何量的钚－239、含钚－239的材料和制品；（3）累计的调入量或生产量大于或等于3.7×10的13次方贝可（1000居里）的氚、含氚材料和制品（以氚量计）；（4）累计的调入量或生产量大于或等于1公斤的浓缩锂、含浓缩锂材料和制品（以锂－6量计）。

对于累计调入或生产核材料数量小于上列限额者，可免予办理许可证，但必须办理核材料登记手续。对不致危害国家和人民群众安全的少量的核材料制品可免予登记，其品种和数量限额由国家相关部门规定。

（二）核材料衡算

由于核材料在生产过程中是处于活动状态的，即对一个核材料平衡区而言，核材料不断的有正常的进料和出料。在这一过程中，可能会出现在正常核材料活动掩护下的一些非法转移，以及内外勾结的少量多次的转移和偷盗。为了解决这些问题，许可证持有单位必须建立核材料衡算制度，在持有核材料期间，进行衡算工作。

许可证持有单位应根据各自的特点，把核设施划分成材料平衡区，按核材料分类进行衡算，每个平衡区要有完整的帐目，实行独立的材料衡算。核材料衡算管理包括记录报告系统、衡算计算方法和评价、以及监督检查大纲和程序三个部分。其中，记录报告系统为核材料衡算管理、核材料衡算系统的核查提供所需要的信息和数据，必须做到真实、准确和及时。

（三）核材料实物保护

近年来，国际社会上涉及核材料丢失、被盗和非法贩卖的案件不断增加。一些恐怖组织扬言利用核恐怖活动（制造核武器等）制造社会恐慌。如何保证核材料的合法利用和防止核恐怖活动，已引起国际社会的极大关注。许多有核国家采取措施，建立有效的实物保护系统，确保核材料和核设施得到充分的保护。

根据我国相关法律规定，持有核材料的单位必须有保护核材料的措施，建立安全防范系统。根据核材料的质量、数量及危害性程度，划分为三个保护等级，实行分级管理。保护等级以下的核材料也应严格管理。

1.在固定场所，对核材料保护的基本要求包括：接触核材料的人员必须经过审查，不适宜的人员要及时调整；建立核材料实物保护制度、定期检查措施的落实情况，消除隐患，堵塞漏洞，确保安全；建立专职或义务消防组织，制定防火制度，配备相应的装备器材，完善灭火措施；核材料实物保护措施应报当地公安部门并与其商定紧急情况处置方案。

在警卫和守护方面，一级核材料部位设武装警卫，出入人员使用专门证件，严格控制非本单位工作人员进入，确因工作需要进入者，须经单位主管领导批准，履行登记手续，并由本单位人员陪同；库房实行“双人双锁”制度。二级核材料部位设武装警卫，或固定专人昼夜看守。出入人员使用专门证件。三级核材料部位设专人看守，或将核材料存入安全装置内。警卫人员必须经过严格训练，配备必要的装备、器材，一旦发现破坏、抢劫、盗窃行为，应迅速干预制止，及时报告。

在实体屏障方面，一级核材料的场所至少要建立两道完整、可靠的实体屏障，储存一级核材料必须有保险库或保险柜。二级核材料的场所要建立两道实体屏障，其中必须有一道是完整可靠的。储存二级核材料必须有坚固的库房或柜。三级核材料的场所必须建立一道完整、可靠的实体屏障。

在技术防范设施方面，一级核材料的场所、部位应装设报警、监视等技术防范装置组成的安全防范系统。二级核材料的场所，其重要部位应装设报警或监视等技术防范装置。无论采用哪一种技术防范措施，都应使之对非法侵入行为发出快速警报。

2.在核材料的运输中，托运单位负责运输保卫，应会同运输、产品、安防和保卫等有关部门制定运输保卫方案，一级及二级核材料运输保卫措施必须向当地公安机关报告。除主管运输部门另有规定之外，核材料的运输必须有专人押运。一级核材料的运输必须派武装押运。对参加运输人员和保卫人员要进行安全保卫教育，提出明确的保卫要求，途中不准会客和私人通讯。运输工具要严格检查，严禁带故障起运，严禁非运输人员搭乘。运输路线、时间、始发和到达地点不得向无关人员泄漏；申报运输计划、填报货运单据一律使用核材料代号。

核材料运输押运人员在起运前应认真核对产品件数、编号、封记，检查装载是否符合安全保卫要求，办理交接手续，在途中应检查产品包装和加固等安全状况，在停车、中转、交接时组织警卫守护。当途中发生破坏、偷盗、抢劫核材料的事故或案件时，押运人员要妥善保护现场，并迅速向当地公安机关及上级领导部门报告，协助有关部门追查处理。

根据国际原子能机构的规定，任何源材料或特种可裂变材料都称为核材料。这里所指的源材料包括天然铀、贫化铀、钍及任何以金属、合金、化合物或浓缩物形式存在的上述物质。这里所指的特种可裂变材料是指富集铀、铀－233、钚－239以及含上述一种或几种物质的材料。与一般工业材料相比，核材料具有放射性和可裂变(或可转换为裂变材料)的特点。一方面，核材料的破坏可能会造成放射性对环境的污染。另一方面，核材料一旦被偷盗、非法转移和非法使用，可能会被用来非法制造核武器。因此，核材料安全也应重点关注这两个方面。

在整个核燃料循环过程中，铀的浓缩、元件制造、乏燃料运输、贮存和后处理过程是核材料最易流失的，应严加防范。在反应堆中，更多的是防止破坏。

1987年发布的《核材料管制条例》是我国核材料安全监管的主要法律依据。1990年，国家核安全局、能源部、国防科工委联合发布的《核材料管制条例实施细则》对条例的规定进行了细化。此后，国家核安全局陆续发布了《低浓铀转换及元件制造厂核材料衡算》、《核设施实物保护（试行）》、《核设施周界入侵报警系统》、《核设施出入口控制》等一系列导则。这些共同构成了核材料安全监管的法规框架。