本发明专利技术涉及一种不锈钢传热管，是核电热交换器用不锈钢传热管，按重量百分比包含以下组分：≤０．０３％的Ｃ，≤０．７５％的Ｓｉ，≤２．０％的Ｍｎ，≤０．０３０％的Ｐ，≤０．０１５％的Ｓ，１８．００～２０．００％的Ｃｒ，９．００～１２．００％的Ｎｉ，≤１．００％的Ｃｕ，≤０．００１５％的Ｂ，≤０．２０％的Ｃｏ，复合稀土为１５～１９％，余量为Ｆｅ。本发明专利技术中的核电热交换器用不锈钢传热管主要用于核电站安全壳喷淋系统中的热交换器之传热管，具有口径小、管壁薄且尺寸精度高等特征，性能上完全符合核电热交换器传热管耐高压、耐腐蚀的使用要求。
【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及一种不锈钢传热管，具体的说是核电热交换器用不锈 钢传热管。
技术介绍
核能发电作为高效、清洁的环保型能源已经在世界范围内得到了广泛的应用，目前世界上己有450多座核电站并网发电，总装机容量 达3.5亿千瓦，占世界总发电量的17%，而且随着石油、煤炭等资源 越来越紧缺，核能发电在发电总量中的比重呈现明显的上升趋势，核 能发电将成为将来电力行业新的生力军，我国的核电事业也正蓬勃发展o安全壳喷淋热交换器是安全壳喷淋系统(EAS)的重要设备之一。 在发生反应堆冷却剂系统失水事故或安全壳内主蒸汽管道破裂事故 工况下，安喷系统通过向安全壳内喷淋冷的含硼水，并通过热交换器 的传热管将安全壳内的大量热量导走，从而使安全壳内的温度和压力 保证在允许的范围内，保证了安全壳的完整性。由于国内核电发展起 步较晚，在热交换器传热管制造技术上是一空白。长期以来，热交换 器用传热管完全依赖进口，建设周期长，成本高，极大制约了我国核 电事业的发展速度。为此，国内核电行业欲采用自身技术实现热交换器传热管国产 化，但是目前国内没有任何成熟的钢管制造技术可依托，没法制造具 有耐高压、耐腐蚀的热交换器用传热管。
技术实现思路
本专利技术所要解决的技术问题是针对以上现有技术存在的缺点， 提出 一种耐高压和耐腐蚀的核电热交换器用不锈钢传热管。 本专利技术解决以上技术问题的技术方案是核电热交换器用不锈钢传热管，按重量百分比包含以下组分《0.03X的C，《0.75y。的Si，《2.0X的Mn，《0.030X的P，《0.015 X的S， 18.00 20.00X的Cr， 9. 00 12. 00%的Ni，《1.00X的Cu， 《0.0015X的B，《0.20%的0)，复合稀土为15 19%，余量为Fe。复合稀土中，按重量百分比包含以下组分Ce为45 55X， La 为22 30%， Y为12 20X， Pr +Eu+ Lu为10 20X。本专利技术的核电热交换器用不锈钢传热管的管壁厚1.3 3.0毫 米，管外径16 38毫米，管子长度可根据要求进行定尺生产，最大 尺寸可达30米。本专利技术的优点是本专利技术中的核电热交换器用不锈钢传热管主要 用于核电站安全壳喷淋系统中的热交换器之传热管，具有口径小、管 壁薄且尺寸精度高等特征，性能上完全符合核电热交换器传热管耐高 压、耐腐蚀的使用要求。本专利技术的核电热交换器用不锈钢传热管最小外径可达 16±0. l咖、最小壁厚可达1. 3±0. 13咖、最大长度可达30m。按GB/T 228-2002标准，室温拉伸试验平均屈服强度为355MPa，平均抗拉强 度为625Mpa，平均延伸率为56%，按GB/T 241-2007、 GB/T 246-2007 标准，压扁和扩口试验合格，按GB/T 6394-2002标准，晶粒度均为 5.0 5.5级，按GB/T 228-2002标准，晶间腐蚀试验合格，按GB/T 4334. 5-2000标准，开环试验残余应力平均值为4. 32 hbar,完全符 合核电热交换器传热器的耐高压、耐腐蚀的使用要求，填补了国内空 白，展现了核电用钢管国产化的前景。具体实施例方式实施例一本实施例的核电热交换器用不锈钢传热管，按重量百分比包含以下组分0.01X的C， 0. 459&的Si， 1.5X的Mn， 0.010X的P， 0.010 X的S， 18. 20W的Cr， 9. 10X的Ni, 0. 50X的Cu， 0. 0015X的B， 0. 10%的0)， 12%的复合稀土，余量为Fe。本实施例的核电热交换器用不锈钢传热管，按GB/T 228-2002标 准，室温拉伸试验平均屈服强度为355MPa，平均抗拉强度为625Mpa， 平均延伸率为56%。按GB/T 241-2007、 GB/T 246-2007标准，压扁、 扩口试验合格。按GB/T 6394-2002标准，晶粒度均为5. 0 5. 5级。 按GB/T 228-2002标准，晶间腐蚀试验合格。按GB/T 4334.5-2000 标准，开环试验残余应力平均值为4. 32 hbar。 实施例二本实施例的核电热交换器用不锈钢传热管，按重量百分比包含以 下组分0.015。/6的C， 0.35y。的Si， U的Mn， 0.010X的P， 0.008 X的S， 18.50X的Cr， 9.60%的附，0.35%的0)， 0.0010X的B， 0. 10%的0)， 15%的复合稀土，余量为Fe。本实施例的核电热交换器用不锈钢传热管，按GB/T 228-2002标 准，室温拉伸试验平均屈服强度为355MPa，平均抗拉强度为625Mpa， 平均延伸率为56%。按GB/T 241-2007、 GB/T 246-2007标准，压扁、 扩口试验合格。按GB/T 6394-2002标准，晶粒度均为5. 0 5. 5级。 按GB/T 228-2002标准，晶间腐蚀试验合格。按GB/T 4334.5-2000 标准，开环试验残余应力平均值为4. 32 hbar。 实施例三本实施例的核电热交换器用不锈钢传热管，按重量百分比包含以6下组分0.025X的C， 0.2596的Si， 0.7X的Mn， O.O腦的P， 0.008 X的S， 19. 00%的0， 10. 00X的Ni， 0. 25X的Cu， 0. OOO线的B， 0. 10%的0)， 17%的复合稀土，余量为Fe。本实施例的核电热交换器用不锈钢传热管，按GB/T 228-2002标 准，室温拉伸试验平均屈服强度为355MPa，平均抗拉强度为625Mpa， 平均延伸率为56%。按GB/T 241-2007、 GB/T 246-2007标准，压扁、 扩口试验合格。按GB/T 6394-2002标准，晶粒度均为5. 0 5. 5级。 按GB/T 228-2002标准，晶间腐蚀试验合格。按GB/T 4334.5-2000 标准，开环试验残余应力平均值为4. 32 hbar。本专利技术还可以有其它实施方式，凡采用同等替换或等效变换形成 的技术方案，均落在本技术要求保护的范围之内。本文档来自技高网...
【技术保护点】
核电热交换器用不锈钢传热管，其特征在于：按重量百分比包含以下组分：≤０．０３％的Ｃ，≤０．７５％的Ｓｉ，≤２．０％的Ｍｎ，≤０．０３０％的Ｐ，≤０．０１５％的Ｓ，１８．００～２０．００％的Ｃｒ，９．００～１２．００％的Ｎｉ，≤１．００％的Ｃｕ，≤０．００１５％的Ｂ，≤０．２０％的Ｃｏ，复合稀土为１５～１９％，余量为Ｆｅ。
【技术特征摘要】
1.核电热交换器用不锈钢传热管，其特征在于按重量百分比包含以下组分≤0.03％的C，≤0.75％的Si，≤2.0％的Mn，≤0.030％的P，≤0.015％的S，18.00～20.00％的Cr，9.00～12.00％的Ni，≤1.00％的Cu，≤0.0015％的B，≤0.20％的Co，复合稀土为15～19％，余量为Fe。2. 如权利要求1所述的核电热交换器用不锈钢传热管，其特征 在于所述复合稀土中，按重量百分比包含以下组分Ce为45 55 %， La为22 30X， Y为12 20X， Pr +Eu+ Lu为10 20X。3. 如权利要求1或2所述的核电热交换器用不锈钢传热管，其 特征在于所述核电热交换器用不锈钢传热管的管壁厚1. 3 3. 0毫 米，管外径16 38毫米。4.如权利要求1或2所述的核电热交换器用不锈钢传热管，其 特征在于按重量百分比包含以下组分0.01Q/^的C， 0.45y。的Si， 1.5X的Mn， 0.010X的P， 0.010X的S， 18.20X的Cr, 9.10。％的 Ni， 0.50X的Cu， 0.0015X的B， 0. 10%的Co， 12%的复合稀土， 余量为Fe。5. 如权利要求1或2所述的核电热交换器用不锈钢传热管，其 特征在于按重量百分比包含以下组分0.015X的C,...
【专利技术属性】
技术研发人员：庄建新，
申请(专利权)人：江苏银环精密钢管股份有限公司，
类型：发明
国别省市：32[中国|江苏]
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