CN102605296A - 一种核电压力容器用钢及其制造方法 - Google Patents

Abstract

一种核电压力容器用钢及其制造方法，包括如下步骤：1)冶炼、铸造板坯，钢的成分重量百分比为：C 0.05～0.20％，Si 0.10～0.40％，Mn0.75～1.6％，Cr 0.15～0.6％，Nb 0.010～0.04％，Ti 0.008～0.03％，Alt0.030～0.050％，Ca 0.0010～0.0050％，N 0.003～0.012％，S≤0.010％，P≤0.012％，Sn≤0.003wt.％、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免杂质，且Alt/N≥2；2)热轧，板坯加热温度1100～1250℃，第一阶段轧制温度950～1020℃，压下率≥80％，第二阶段轧制温度780～900℃，压下率≥60％；3)冷却、卷取，冷却速度4.0～15℃/s，卷取温度590～680℃，通过控轧控冷工艺，获得核电压力容器用钢板的显微组织为细小铁素体+珠光体组织。

Description

一种核电压力容器用钢及其制造方法

技术领域

本发明涉及核电用钢领域，具体涉及一种核电压力容器用钢及其制造方法，可满足核电压力容器结构件或衬件用，钢板厚度在2.5～16mm，具有晶粒细小的铁素体+珠光体组织，其屈服强度大于265MPa，抗拉强度处于410-590MPa，延伸率超过22％，并拥有优良的低温(-20℃)冲击韧性和300℃瞬时拉伸性能及模拟焊后热处理后稳定的机械性能。

背景技术

近年来，电力能源结构的变化以及对能源需求的增长，促进了核电用钢的发展。核电用材料重点有三大类，一是锆合金体系，大量用于热中子堆的燃料包壳上；二是钢和镍基合金体系，用于核电包壳、压力容器、回路系统上；三是铝合金系统，常用于研究试验堆中。核电包壳、压力容器等用材主要集中在不锈钢、耐热钢和镍基合金上，其制造方法以锻件、管件、棒件为主。

在核电发展初期，核反应堆构件用钢主要是碳钢，其化学成分简单，表现出优良的工艺稳定性、低的辐射脆化敏感性和良好的焊接性。但是，随着核反应堆构件向大型化发展，碳钢不足之处越来越明显，如强度低、高温性能差，碳钢逐渐被强度更高、性能更好的锰钼系低合金高强度钢所代替，随着核壳体壁厚进一步增加，锰钼系低合金高强度钢的韧性不足显露出来，因此，锰钼镍系钢替代了锰钼系钢，热处理工艺也从正火+回火改为淬火+回火，以进一步改善钢的韧性及综合机械性能。

目前各国核电用钢相关专利主要集中在低合金高强度钢、耐热钢、不锈钢上。低合金高强度钢主要用于腐蚀环境较轻的构件上，耐热钢、不锈钢主要用于腐蚀环境较重的构件上。为了确保核电构件的安全，所有核构件中如壳体、压力容器、回路系统等用钢必须保证中温、高温下的力学性能、抗应力腐蚀裂纹性、低的中子辐射脆化敏感性及优良的焊接性能等。为了达到上述性能要求，各国的发明专利成分体系都集中在加入大量Cr、Ni、Mo、V等贵金属合金元素上，通过各合金元素在钢中的作用及与热处理工艺(正火+回火、淬火+回火热处理等)相结合来获得稳定组织、优良的机械性能、焊接性能、抗应力腐蚀性能及低的中子辐射脆化敏感性。

钢中合金元素含量增加虽然可以得到优良的机械性能和焊接性能，但是对于一般的核反应堆构件用钢来说，如果应用合金元素较多的高强钢、不锈钢或耐热钢，不仅增加了材料的制造难度，而且也增加了产品的制造成本，因此其不具有较好的经济效益和社会效益。在此前提下，控制合金元素含量，研发低成本且工艺简单的核构件用钢是社会经济和钢铁工业发展的必然趋势。

发明内容

本发明目的在于提供一种核电压力容器用钢及其制造方法，可以满足核电压力容器结构件或衬件用钢板，钢板厚度在2.5～16mm，具有晶粒细小的铁素体+珠光体组织，屈服强度大于265MPa，抗拉强度处于410-590MPa，延伸率超过22％，并拥有优良的低温(-20℃)冲击韧性和300℃瞬时拉伸性能及模拟焊后热处理后稳定的机械性能。

为达到上述目的，本发明的技术方案是：

一种核电压力容器用钢，其成分重量百分比为：C：0.05～0.20％、Si：0.10～0.40％、Mn：0.75～1.60％、P≤0.012％、S≤0.010％、Cr：0.15～0.60％、Nb：0.010～0.040％、Alt：0.030～0.050％、Ti：0.008～0.030％，N：0.003～0.012％，Ca：0.0010～0.0050％，Sn≤0.003％、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免的杂质；且Alt/N≥2。

优选的，本发明所述核电压力容器用钢，其化学成分重量百分比为：C：0.08～0.20％、Si：0.10～0.40％、Mn：0.80～1.60％、P＜0.011％、S＜0.010％、Cr：0.15～0.60％、Nb：0.013～0.040％、Alt：0.027～0.060％、Ti：0.008～0.030％、N：0.003～0.010％，Ca：0.0010～0.0050％，Sn≤0.003％、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免的杂质；且Alt/N≥2。

更优选的，本发明所述核电压力容器用钢，其化学成分重量百分比为：C：0.08～0.18％、Si：0.10～0.30％、Mn：1.00～1.60％、P＜0.010％、S＜0.010％、Cr：020～060％、Nb：0013～0040％、Alt：0027～0060％、Ti：0012～0.030％、N≤0.008％、Ca：0.0010～0.0050％，Sn≤0.003％、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免的杂质；且Alt/N≥2。

最优选的，本发明所述核电压力容器用钢，其化学成分重量百分比为：

C：0.10～0.18％、Si：0.10～0.30％、Mn：1.00～1.60％、P＜0.009％、S＜0.005％、Cr：0.20～0.60％、Nb：0.015～0.040％、Alt：0.030～0.050％、Ti：0.012～0.030％、N≤0.006％、Ca：0.0010～0.0050％，Sn≤0.003％、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免的杂质；且Alt/N≥2。

下面，对本发明所涉及的化学成分作详细叙述。

C：是钢中最经济、最基本的强化元素，通过固溶强化和析出强化对提高钢的强度有明显作用，但是提高C含量对钢的延性、韧性和焊接性有负面影响，因此本发明C的控制范围为0.05～0.20wt.％，是基于钢的强韧性、冷却能力与钢板厚度的匹配。如果C含量过低，＜0.05wt.％，钢板冷却能力变差，相变后铁素体量增多，钢板的强度降低；反之，C含量高于0.20wt.％时，钢板冷却能力增大，冷却后珠光体量增多，强度提高但延伸率降低，同时焊接性也把变得较差。

Si：硅在钢中起脱氧作用，有一定的固溶强化效果，钢中Si的下限为0.10wt.％，钢中Si含量过高则使钢出现脆性，为了保证韧性，Si的上限定为0.40wt.％。

Mn：锰在钢中起固溶强化作用，能提高钢板的强度和硬度，是钢中补偿因C含量降低而引起强度损失的最主要且经济的强化元素。为避免在C含量较高的情况下用提高Mn含量方法来保证强度而引起钢的成分偏析及产生带状珠光体组织或如马氏体等一些硬相组织，本发明采用高碳低锰或低碳高锰的成分设计，不仅保证了钢的强度，而且也保证了钢的韧性。

Cr：铬有固溶强化对钢的无塑性转变温度无显著影响的作用。铬在奥氏体中溶解度很大，强化奥氏体但不降低韧性。钢中添加一定量的铬提高钢的淬透性，提高强度和硬度。

Nb：是现代微合金钢中最主要的元素之一，对晶粒细化的作用十分明显。通过热轧过程中NbC应变诱导析出阻碍形变奥氏体的回复、再结晶，经控制轧制和控制冷却使精轧阶段再结晶区或非再结晶区轧制在相变时转变获得细小的相变产物，以使钢具有高强度和高韧性，适当的含量充分发挥控轧控冷的作用。

Ti：是强的固N元素，利用0.02wt.％左右的Ti就可固定钢中60ppm以下的N，通过预先喂Ca处理可以使TiN成核的场所分散分布，在板坯连铸时可形成细小的高温稳定的TiN析出相。这种细小的TiN粒子可有效地阻碍板坯再加热时的奥氏体晶粒长大，有助于提高Nb在奥氏体中的固溶度，同时对改善焊接热影响区的冲击韧性有明显作用。

Al：铝是钢中的主要脱氧元素。本发明中的铝主要用来脱氧和细化晶粒。众所周知，AlN质点是严格按化学比，即1∶1的铝、氮原子比析出的。当钢中铝、氮原子数之比为1∶1时，相对应于质量分数之比为27∶14，即Alt/N约为1.93。考虑到钢中Al起到脱氧和细化晶粒的作用，保证Alt/N≥2，本发明钢Alt含量必须控制在0.030～0.050wt.％。

Sn、Sb、As、S、P：杂质元素，越低越好。通过低S(小于100ppm)及Ca处理对硫化物进行夹杂物形态控制，可使钢具有高的冲击韧性。Sn、Sb、As、P也是钢中的有害元素，严重损害钢的塑性和韧性，从性能保证角度，要求Sn、Sb、As、P尽可能低，但是考虑到成本因素和满足使用需求，P含量控制在0.012wt.％以下，Sn≤0.003wt.％、Sb≤0.002wt.％、As≤0.003wt.％。

本发明的核电压力容器用钢板的制造方法，其包括如下步骤：

1)冶炼、铸造

按上述成分冶炼并铸造成板坯；

2)轧制

板坯加热温度1100～1250℃，使奥氏体组织均匀化；第一阶段轧制温度950～1020℃，压下率大于80％，第二阶段轧制温度780～900℃，压下率大于60％；

3)冷却、卷取

冷却速度4.0～15℃/s，卷取温度：590～680℃；

通过上述控轧控冷工艺，获得核电压力容器用钢板的显微组织为细小铁素体+珠光体组织。

在本发明钢的制造方法中，

钢坯加热到1100-1250℃使奥氏体组织均匀化，使钢中铬的碳化物充分溶解，钛、铌的碳氮化物由于溶解温度高只有部分溶解，以阻止原始奥氏体晶粒的长大。同时控制加热温度下限是为了考虑轧制时板坯的温降，保证在规定温度完成轧制。

第一阶段轧制在奥氏体再结晶区温度范围内，采用多个道次轧制钢坯，压下率大于80％，轧制温度控制在950～1020℃，通过奥氏体反复再结晶细化奥氏体晶粒。第一阶段轧制完成后中间坯可待温或直接进行第二阶段轧制，待温可采用空冷或喷水冷却，第二阶段轧制在奥氏体未再结晶温度范围内，轧制控制温度在780～900℃，采用多个道次连续轧制，压下率大于60％，未再结晶奥氏体晶内存在大量的形变带，钢板(卷)平均冷速要求4.0～15℃/s，钢板终止温度(或者卷取温度)为590～680℃。变形奥氏体经加速冷却可转变成细小的铁素体、珠光体组织，依靠析出强化和细晶强化保证钢的强度性能、塑性、韧性及高温瞬时拉伸性能。

下面结合表1、表2的对比说明本发明与现有专利的不同之处。

从钢的成分体系角度分析：美国专利US5292384A介绍一种Cr-W-V系贝氏体/铁素体高强高韧钢，钢中Cr含量超过2.5wt.％，不含Ni，且V、Nb作为合金元素加入。

中国专利CN200610085908.2介绍一种适应于聚变堆的结构钢材料，为低活化马氏体钢，基体为Fe元素，其中含有Cr、W、V、Ta、Mn、C等合金元素成分，适合在聚变反应堆环境下使用，抗强中子辐照。该钢采用以W、Ta、V和Mn取代一般钢中的Mo、Nb和Ni等元素，以保证其具有低活化特性，并且通过优化组分，提高了钢的主要性能。

日本专利JP02077561A是一种低碳低合金钢板，用于核反应堆，钢中主加合金元素为Mn、Cr、Mo和Ni，钢中Si、P含量都很低，为Si0.03～0.05wt.％、P≤0.005wt.％，目的是控制钢受到中子辐照损伤而发生脆化。

日本专利JP62054065A也是一种用于核电站的低合金钢，成分上C、Mn含量比较低，上限分别为0.14wt.％C和0.8wt.％Mn，Si含量比较高，达到0.45-0.90wt.％Si，添加Mo、Ni合金的同时还加了Cr和Cu。

日本专利JP 2093045A、JP63053243A、JP1008255A属于同一类钢，此类专利都是在低碳锰钢成分基础上用Ni、Mo合金化，主要用于核反应堆压力容器。

从工艺控制参数角度分析：上述发明专利钢都必须经过正火+回火或淬火+回火处理及去应力退火处理来保证钢的各项性能指标。

从钢种成本角度分析：上述发明专利由于主添加Ni、Mo，V、W等贵重合金元素，增加了钢的制造成本。

碳当量(Ceq)及冷裂纹指数(Pem)是钢焊接性和焊接裂纹敏感性的判定指标，Ceq、Pcm越低，钢的焊接性能越好、焊接时裂纹敏感性越低。本发明成分、Ceq、Pcm与其它核电钢成分、Ceq、Pcm对比见表1，Ceq、Pcm数值根据成分中限计算获得。

从表1可知，本发明钢的Ceq值为0.41，Pcm值为0.22，对比其它发明专利，JP1008255A、JP63053243A、JP 02093045A、JP62054065A、JP02077561A及US5292384A涉及的钢的Ceq在0.53～0.81之间、Pcm在0.23～0.39之间，CN200610085908.2钢的Ceq达到了2.01、Pcm为0.59。说明本发明钢具有较好的焊接性能和低的焊接裂纹敏感性。

上述分析可知，本发明无论从化学成分设计上还是从制造工艺上都不同于其它发明专利。

表2

本发明有益效果：

1.本发明的合金配方相对简单，以低碳、锰、铬为主添加元素，并施以铌、钛微合金化，摒弃Mo、Ni、V等贵重合金元素加入，这样降低了生产制造成本和增加了生产可制造性。

2.利用Nb、Ti和C、N元素的关系，在板坯连铸时可形成细小的高温稳定的TiN析出相。这种细小的TiN粒子可有效地阻碍板坯再加热时的奥氏体晶粒长大，有助于提高Nb在奥氏体中的固溶度；充分利用了C和Nb元素的关系，在一定的配合下使之生成NbC产生细晶强化作用，及利用Nb的提高再结晶温度作用以配合控轧工艺，不仅提高了产品的综合性能，而且能够采取灵活的热轧生产工艺，提高生产率、减小轧机负荷，生产工艺简单，生产周期短，钢材成本较低，在各种冶金企业均可实施。

3.本发明生产的钢板(卷)免除正火+回火或者淬火+回火热处理工艺，屈服强度大于265MPa、抗拉强度处于510-590MPa、延伸率超过22％、并拥有优良的低温(-20℃)冲击韧性、冷弯性能和300℃瞬时拉伸性能，可见本发明钢具有优异的综合力学性能。

4.本发明钢具有较低的Ceq和Pcm指数，不需要焊前预热、焊后热处理，就能得到较好的焊接性能。

本发明核电用钢热轧板(卷)的性能可以达到以下要求：

1.常温拉伸性能(横向)：ReH≥265MPa，Rm：410MPa～530MPa，A≥22％。

2.300℃瞬时拉伸性能(横向)：Rp0.2≥173MPa，Rm≥369MPa，

3.V型缺口冲击性能：试验温度-20℃，10×10×55mm试样的冲击功平均值≥27J。

4.横向冷弯性能：d＝1a，180°，合格。

5.金相组织：组织为细小多边形铁素体+珠光体组织。

附图说明

图1为本发明实施例1钢的金相组织。

具体实施方式

下面结合实施例对本发明做进一步说明。

表3所示为本发明实施例钢的化学成分，表4给出了本发明实施例钢的工艺要求，表5为本发明实施例钢的性能指标。

从表5可以看出，本发明实施例钢板屈服强度均超过265MPa，抗拉强度位于440-500MPa，延伸率均超过22％，并具有优良的低温冲击性能和稳定高温拉伸性能。

综上所述，本发明以C、Mn、Cr为主添加元素，并施以Nb、Ti微合金化，结合热轧机组的控轧控冷工艺，充分利用Nb、Ti和C、N元素的关系，在控制轧制过程中抑制奥氏体晶粒长大和奥氏体再结晶，在控冷过程中通过相变控制和析出强化效应，使之生成细小碳氮化物颗粒，获得细小稳定的珠光体+铁素体组织，同时具有较高的强度、高韧性和优异的焊接性能及模拟焊后热处理后稳定的综合机械性能。本发明钢不仅可用于核电压力容器用结构件和衬件上，还可以用在核电排污焊管管道等领域。

表4本发明实施例的工艺制度

表5本发明实施例性能(横向性能)

Claims (7)

1.一种核电压力容器用钢，其成分重量百分比为：C：0.05～0.20％、Si：0.10～0.40％、Mn：0.75～1.60％、P≤0.012％、S≤0.010％、Cr：0.15～0.60％、Nb：0.010～0.040％、Alt：0.030～0.050％、Ti：0.008～0.030％，N：0.003～0.012％，Ca：0.0010～0.0050％，Sn≤0.003％、Sb≤0.002％、As：≤0.003％，其余为Fe和不可避免的杂质；且Alt/N≥2。

2.如权利要求1所述的核电压力容器用钢，其特征是，所述钢的化学成分重量百分比为：C：0.08～0.20％、Si：0.10～0.40％、Mn：0.80～1.60％、P＜0.011％、S＜0.010％、Cr：0.15～0.60％、Nb：0.013～0.040％、Alt：0.027～0.060％、Ti：0.008～0.030％、N：0.003～0.010％，Ca：0.0010～0.0050％，Sn≤0.003％、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免的杂质；且Alt/N≥2。

3.如权利要求1所述的核电压力容器用钢，其特征是，所述钢的化学成分重量百分比为：C：0.08～0.18％、Si：0.10～0.30％、Mn：1.00～1.60％、P＜0.010％、S＜0.010％、Cr：0.20～0.60％、Nb：0.013～0.040％、Alt：0.027～0.060％、Ti：0.012～0.030％、N≤0.008％、Ca：0.0010～0.0050％，Sn≤0.003、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免的杂质；且Alt/N≥2。

4.如权利要求1所述的核电压力容器用钢，其特征是，所述钢的化学成分重量百分比为：C：0.10～0.18％、Si：0.10～0.30％、Mn：1.00～1.60％、P＜0.009％、S＜0.005％、Cr：0.20～0.60％、Nb：0.015～0.040％、Alt：0.030～0.050％、Ti：0.012～0.030％、N≤0.006％、Ca：0.0010～0.0050％，Sn≤0.003、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免的杂质；且Alt/N≥2。

5.如权利要求1～4中任何一项所述的核电压力容器用钢，其特征是，控制Ceq≤0.60％，Ceq＝C+Mn/6+(Cr+M0+V)/5+(Cu+Ni)/15。

6.如权利要求1～4中任何一项所述的核电压力容器用钢的制造方法，其包括如下步骤：

1)冶炼、铸造

按上述成分冶炼并铸造成板坯；

2)轧制

板坯加热温度1100～1250℃，第一阶段轧制温度950～1020℃，压下率大于80％；第二阶段轧制温度780～900℃，压下率大于60％；

3)冷却、卷取

冷却速度4.0～15℃/s，卷取温度：590～680℃；

通过上述控轧控冷工艺，获得核电压力容器用钢板的显微组织为细小铁素体+珠光体组织。

7.如权利要求6所述的核电压力容器用钢的制造方法，其特征是，所述的钢中，控制Ceq≤0.60％，Ceq＝C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+(Cu+Ni)/15。

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