CN102766805A - 核电站安全壳用厚钢板及其制造方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电站安全壳用厚钢板，其厚度为10～60mm，其化学元素质量百分含量为：C：0.06～0.15%；Si：0.10～0.40%；Mn：1.0～1.5%；Mo：0.10～0.30%；P≤0.012%；S≤0.003%；Al：0.015～0.050%；Ni：0.20～0.50%；以及V≤0.05%，Ti≤0.03%，Cr≤0.25%，Nb≤0.03%，Ca：0.0005～0.0050%中的至少一种；余量为Fe和其他不可避免的杂质。相应地，本发明还公开了该核电站安全壳用厚钢板的制造方法。本发明所述的核电站安全壳用厚钢板具有高强度，高韧性度，并且在低温情况下母材及热影响区都具有良好的冲击韧性，适合应用于核电站安全壳制造领域。

Description

核电站安全壳用厚钢板及其制造方法

技术领域

本发明涉及一种钢种及其制造方法，尤其涉及一种厚钢板及其制造方法。

背景技术

当今世界正面临着不断增长的能源需求和气候变暖的矛盾，发展核能是解决能源问题的重要选择。新一代核电站对安全性的要求大幅提高，对制造核电站的钢铁材料的也提出了很多不同的要求。

安全壳是压水堆核电站的重要组成部分，是核电站核岛设备的保护壳，也是防止放射性物质泄漏的最后一道安全屏障。已有的压水堆核电站大多采用“钢筋混凝土＋钢板衬里”的安全壳结构，主要形式是包括钢筋混凝土内衬钢板的单层结构和内层预应力钢筋混凝土内衬钢板加外层钢筋混凝土的双层结构。这两种结构所采用的钢板都是内衬于钢筋混凝土内表面的典型牌号为Q245R的钢板，其是厚度约为6mm的薄钢板，抗拉强度400～520Mpa，主要作用是保证安全壳结构的密封性，防止发生事故时放射性物质泄漏。

为了提高安全性能，最新的压水堆核电站设计采用钢制安全壳，即钢板不再内衬于钢筋混凝土表面，而是由钢板焊接拼装成能够独立支撑的大型钢制容器，由上封头、筒体和下封头组成。这时钢板在起到密封作用的同时，还要具有承载、承压、抗冲击的功能。在这种情况下，牌号为Q245R的钢种的强度太低，不能满足承载承压的要求；另外钢板的冲击韧性也较低，不足以抵御内部核事故或外部突发事故的撞击破坏。

用于制造安全壳钢板需要厚度更大、强度更高、韧性更好，具有良好的焊接性以便于安全壳的制造。但是现有钢种不能完全满足新型安全壳的要求。现在工业应用的安全壳用钢主要是厚度在10mm以下的正火钢，牌号包括20HR、P265GH、SA516等。

表1列出了几种核电站用钢的化学成分配比。

表1.（wt%）

如表1所示，公开号为CN1942596A，公开日为2007年4月4日，名称为“奥氏体不锈钢、其制造方法以及使用其的结构件”的中国专利文献涉及了一种不锈钢，其适用于核反应堆管道和堆内构件。该发明通过加入大量Cr、Ni合金元素在钢中形成稳定奥氏体组织，属于奥氏体不锈钢。碳含量不超过0.1％，属于低碳含量。Cr、Ni含量较高，最高可达或接近30％。由于在钢中加入Mo合金元素，需要工艺过程中采取固溶处理。

如表1所示，公开号为US4844865A，公开日为1989年7月4日，名称为“非磁性防海水腐蚀性钢材”的美国专利文献公开了一种无磁钢，主要适用于核聚变设施。该无磁钢为Mn－Cr系合金钢。该发明中的无磁钢含有少量Mn、Cu、Mo等合金元素，还添加含量为5.5-15.0%的Cr。该发明中特别加入了大量Al元素，其含量为20.0-37.3％。本发明的无磁钢Cr含量较低，主要通过Mn、Ni、Mo等元素的合金设计，并通过添加一定量Al元素，起到脱氧和细化晶粒的作用。

如表1所示，公开号为2006060270A1，公开日为2006年3月23日，名称为“一种高温锻造纳米级强氮颗粒的铁素体-马氏体钢”的美国专利文献介绍了一种用于制造高温热交换器、压力容器和新型核电站用反应堆压力容器。该发明中所涉及的钢加入了大量Cr、Mo、Ni和W等合金元素。制造工艺主要是在1000～1400℃温度下，进行奥氏体化后冷却到500～1000℃在进行热加工。之后进行10小时以上的退火处理，最后冷却到室温。所得到钢材的基体组织为马氏体、贝氏体和铁素体，并且在该基体组织上形成高密度的纳米尺寸的碳化物、氮化物，以获得比普通正火回火钢或调质钢更高的高温强度。

如表1所示，国标牌号为Q245R的钢材是一种的正火钢。早期的安全壳常采用10mm以下的Q245R钢板。它属于低碳钢，可加入Mn、Si等元素进行合金化，其屈服强度≥245MPa，抗拉强度400～520MPa，0℃冲击吸收能量≥31J。国外牌号P265GH、SA516钢的化学成分和力学性能与Q245R钢板相类似。

发明内容

本发明的目的是提供一种核电站安全壳用厚钢板及其制造方法，该厚钢板应当满足核电站安全壳的使用要求，需要厚度大、强度高、韧性好，焊接性好，易于成形，便于制造。

本技术方案采用低碳当量的成分设计，添加适量合金元素，合理搭配Mn、Ni、Mo、V、Ti、Nb等，发挥合金元素的综合强化和韧化作用，通过均匀加热、大压下量轧制和调质热处理工艺，形成回火马氏体组织，晶粒细小均匀，用于生产一种核电站安全壳用钢。

为了实现上述目的，基于上述发明构思，本发明提供了一种核电站安全壳厚钢板的所述核电站安全壳用厚钢板的厚度为10～60mm，且其化学元素百分含量配比为：

C：0.06～0.15%；Si：0.10～0.40%；Mn：1.0～1.5%；Mo：0.10～0.30%；P≤0.012%；S≤0.003%；Al：0.015～0.050%；Ni：0.20～0.50%；以及V≤0.05%，Ti≤0.03%，Cr≤0.25%，Nb≤0.03%，Ca：0.0005～0.0050%中的至少一种；余量为Fe和其他不可避免的杂质。

本发明所述的核电站安全壳用厚钢板的化学成分设计原理如下：

碳：碳是钢中的主要强化元素。在本技术方案中，当碳含量低于0.06%时，钢板的强度较低，因为难以获得淬火所需的马氏体组织，基体固溶强化作用也不足；反之，当碳含量高于0.15%时，钢的塑韧性会变差，焊接性也不好。因此，本发明碳含量的控制范围为0.06%～0.15%。

硅：硅应在镇静钢中具有一定含量，起到脱氧作用，并具有一定的固溶强化效果。在本技术方案中，硅元素含量应大于0.10%。若钢中硅的含量过高，则钢会出现脆性，也恶化焊接性，因此，硅元素的上限控制为0.40%。

锰：锰可以在钢中起固溶强化作用，能有效提高钢板的强度和硬度。添加锰可以有效地提高淬透性。但是含量过高的锰会恶化钢的焊接性和热影响区韧性。本发明锰含量范围为1.0%～1.5％。

钼：钼能大大提高钢的淬透性，使厚板淬火时钢板心部在冷速相对较慢的情况下也能淬透，还能强碳化物形成元素，起到析出强化的作用。本发明中钼含量范围为0.10～0.30％。

硫和磷：硫和磷在钢中属于有害元素，需要它们的含量越低越好以保证钢材质的纯净度。此外，由硫元素形成的硫化物夹杂对钢的塑性和韧性很不利，磷元素也会严重损害钢的低温韧性。但是，过低的硫和磷含量会极大的提高炼钢成本。因此将硫含量控制在0.003%以下，磷含量控制在0.012%以下。

铝：铝是炼钢过程中的强脱氧元素，还有利于细化晶粒。铝含量过高不仅作用效果不明显，而且还会增加成本。本发明中的铝含量为0.015%～0.050%。

镍：镍在钢中不形成碳化物，主要通过固溶起到强化作用。镍不仅可降低钢的韧脆转变温度，提高钢的低温韧性，还可以提高钢的淬透性。因此，本发明中镍含量控制的范围是0.20～0.50％。

钒：钒与碳、氮都有很强的结合力，在钢中易形成细小的颗粒碳化物和氮化物，在高温条件下才缓慢地溶入奥氏体。所以，含钒的钢材通过沉淀析出和细化晶粒产生强化作用。钢中添加少量钒就可以达到显著的强化效果。本发明添加少量钒，其含量控制在0.05％以下。

钛：钛与碳有极强的结合力，可以和碳形成间隙相碳化物TiC，稳定不易分解，细化钢中的晶粒。本发明添加少量钛，其含量控制在0.03％以下。

铬：铬是强烈提高淬透性的元素之一，可以提高钢的强度。在低碳合金钢中，主要存在于渗碳体Fe₃C中，提高碳化物的热力学稳定性，阻止碳化物的分解，从而使回火过程中碳化物的聚集速度降低。本发明钢中铬含量≤0.25%。

铌：铌与钢中的碳、氮结合能力较强，能够形成NbC、NbN析出或Nb（C，N）符合析出，有助于提高钢板的强度。但是铌含量太高，在焊接冷却过程中，会促进焊接热影响区（HAZ）中马氏体-奥氏体（M-A）形成，从而恶化焊接热影响区的韧性。因此本发明钢中铌含量≤0.03%。

钙：钢中的硫能与锰结合形成非金属夹杂MnS，在钢板高温轧制过程中MnS会沿轧制方向发生塑性变形，影响钢板的横向韧性。在炼钢时加入钙，与硫结合形成球化CaS，起到避免生成MnS的作用。为了达到效果，本技术方案中钙含量下限为0.0005%，但过量的钙还会与氧生产CaO非金属夹杂，从而对钢的力学性能不利，因此钙的含量上限定为0.0050%。

相应地，本发明还提供了上述核电站安全壳用厚钢板的制造方法，包括以下步骤：

1)冶炼和铸造；

2)将钢坯加热到1100～1250℃进行奥氏体化，控制钢坯的中心在900℃以上的时间不少于120min；

3)轧制：总变形量大于80%，每道次变形量大于8%；

4)淬火：淬火温度880～960℃，充分保温使钢板内外温度一致以形成单一均匀的奥氏体组织，然后立即水冷直至钢板温度降至200℃以下；

5)回火：回火温度600～700℃，充分保温使淬火处理后钢板所形成的马氏体亚稳组织充分分解，碳化物充分析出，形成稳定的回火马氏体组织。

在本技术方案中，将钢坯加热到1100～1250℃进行奥氏体化，可使钢中钼、钒、钛、铬的碳化物充分溶解，钢中的AlN析出物在高温下可阻止原始奥氏体晶体颗粒的长大。同时，控制钢坯加热温度下限是考虑轧制时板坯温降的因素，保证其在规定温度内完成轧制。为了消除钢坯中组织和成分不均匀，控制钢坯在奥氏体区保温时间，将板坯中心在900℃以上的时间控制不少于120min。

本技术方案中，钢板轧制时控制总变形量（累积变形量）大于80％，每道次变形量在8％以上，是为了使钢坯充分变形，目的是形成细小均匀的晶粒组织，避免局部变形不充分形成大晶粒。

较之现有技术，本发明所述的核电站安全壳用厚钢板具有下列有益效果：本发明所述的核电站安全壳用厚钢板可达到以下要求：屈服强度＞415MPa，抗拉强度：585～705MPa，50mm标距延伸率超过20％，并在低至-45℃下具有优良的冲击韧性，冲击吸收能量在200J以上。此外，本发明所述的的核电站安全壳用厚钢板制造方法采用均匀加热-大压下量轧制-淬火处理-回火处理，最终形成回火马氏体组织，晶粒细小均匀，可以使得10～60mm厚度范围内的钢板，具有良好的焊接性，而且焊接热影响区也具有很好的韧性。

附图说明

图1显示了本发明所述的核电站安全壳用厚钢板在实施例8中的金相组织。

图2显示了本发明所述的核电站安全壳用厚钢板在实施例8中焊接热影响区的金相组织。

具体实施方式

下面结合实施例1-10对于本发明的技术方案作进一步说明，但该说明并不构成对本发明的限定。

按照下述步骤制造本发明所述核电站安全壳用厚钢板（实施例1-10中各钢板的化学元素配比见表2，实施例1-10中的具体工艺参数见表3）：

1)冶炼和铸造；

2)将钢坯加热到1100～1250℃进行奥氏体化，控制钢坯的中心在900℃以上的时间不少于120min。

3)轧制：总变形量大于80%，每道次变形量大于8%；

4)淬火：淬火温度880～960℃，充分保温使钢板内外温度一致以形成单一均匀的奥氏体组织，然后立即水冷直至钢板温度降至200℃以下；

5)回火：回火温度600～700℃，充分保温使淬火处理后钢板所形成的马氏体亚稳组织充分分解，碳化物充分析出，形成稳定的回火马氏体组织。图1显示了本发明所述的核电站安全壳用厚钢板在实施例8中的金相组织。图2显示了本发明所述的核电站安全壳用厚钢板在实施例8中焊接热影响区的金相组织。从图1和图2可以看出，钢板的微观组织均是回火马氏体。

表2.实施例1-10中钢板的各化学元素配比（质量百分含量，%）

表3.

表4.

表4显示了本技术方案的实施例1-10的钢板力学性能参数。从表4可以看出，本发明的核电站安全壳用厚钢板具有优良的综合力学性能：钢板厚度均在10～60mm之间，屈服强度均大于415MPa，抗拉强度为585～705MPa，50mm标距延伸率都不低于20％，在-45℃下的冲击吸收能量在200J以上，在-45℃下热影响区的冲击吸收能量在100J以上，说明该核电站安全壳用厚钢板具有高强度，高韧性度，并且在低温情况下母材及热影响区都具有良好的冲击韧性，便于制造，易于焊接。

需要注意的是，以上列举的仅为本发明的具体实施例，显然本发明不限于以上实施例，随之有着许多的类似变化。本领域的技术人员如果从本发明公开的内容直接导出或联想到的所有变形，均应属于本发明的保护范围。

Claims (2)

1.一种核电站安全壳用厚钢板，其特征在于，所述核电站安全壳用厚钢板的厚度为10～60mm，且其化学元素质量百分含量为：

C：0.06～0.15%；Si：0.10～0.40%；Mn：1.0～1.5%；Mo：0.10～0.30%；P≤0.012%；S≤0.003%；Al：0.015～0.050%；Ni：0.20～0.50%；以及V≤0.05%，Ti≤0.03%，Cr≤0.25%，Nb≤0.03%，Ca：0.0005～0.0050%中的至少一种；余量为Fe和其他不可避免的杂质。

2.如权利要求1所述的核电站安全壳用厚钢板的制造方法，其特征在于，包括下列步骤：

1)冶炼和铸造；

2)将钢坯加热到1100～1250℃进行奥氏体化，控制钢坯的中心在900℃以上的时间不少于120min；

3)轧制：总变形量大于80%，每道次变形量大于8%；

4)淬火：淬火温度880～960℃，充分保温使钢板内外温度一致以形成单一均匀的奥氏体组织，然后立即水冷直至钢板温度降至200℃以下；

5）回火：回火温度600～700℃，充分保温使钢板组织为回火马氏体。

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