CN108660368A - 一种三代核电关键设备用钢及其制造方法 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种三代核电关键设备用钢,按重量百分比包含如下组分:0.14~0.22%的C,0.15~0.35%的Si,1.10~1.65%的Mn,P≤0.008%,S≤0.005%,0.20~0.40%的Cr,0.35~0.65%的Ni,0.20~0.40%的Mo,0.01~0.04%的V,Cu≤0.25%,H≤1.5ppm,其余含量为Fe和不可避免的杂质。采用电炉冶炼、LF+VD炉外精炼、真空处理及浇注、锻造工艺进行生产;钢锭加热温度1200℃~1250℃,保温时间>2h;钢锭采用高温、大压下量的轧制方式,开轧温度≥1150℃,终轧温度≥900℃,轧后自然冷却;冷却完成的钢板进行调质处理,调质工艺为:淬火温度880~920℃,保温时间1~3min/mm,回火温度635~665℃,保温时间2~4min/mm,得成品钢板。本发明钢种经调质和模拟焊后热处理后,两种状态下均具有较好的强韧性水平。
Description
技术领域
本发明涉及黑色金属材料领域,特别涉及一种三代核电关键设备用钢及其制造方法。
背景技术
随着能源的日益缺乏,清洁能源越来越受到各个国家的关注,尤其是具有清洁、安全、高效、稳定特点的核电能源。近年来,世界各国一直致力于发展核电,使得核电站的建设取得了很大的发展。据报道,截止到2016年中国核电机组装机容量将超过3400万千瓦,成为世界核电装机容量第四的国家。随着“一带一路”战略布局的实施,核电专用的钢板也得到了更大的发展机遇和发展空间。
核电用钢是指用于核电站的核岛、常规岛、电站辅助设备等设备制造用的钢铁材料。其中关键设备用钢主要包括反应堆压力容器用钢、蒸汽发生器用钢、稳压器用钢、安全壳用钢等。三代核电技术与标准的第二代反应堆相比,其中核岛关键设备具有明显的变化,通过简化及加大部件的尺寸,增大了设备的容量并减少了焊缝,有效地提高了安全性和经济性,对于核电用钢的要求也逐步向着超宽、超厚、超重发展。此外,核岛关键设备用钢由于长期工作在高温、高压、腐蚀等环境中,因此要求其具有严格的化学成分控制、良好的强韧性匹配、低的脆化转变温度、良好的组织稳定性、良好的可焊接性以及在反应堆辐照条件下的应具有优良的抗辐照脆化敏感性。
第三代压水堆核电站关键设备用钢主要采用的是ASME SA508或RCC-M 18MND5,抗拉强度大都控制在550~650Mpa之间,降低了由于合金元素的加入所造成的辐照脆化敏感性。但作为关键设备用材料,还需检验其在长时间消应力处理后的高温拉伸性能,而上述钢种在长时间消应力处理或者高温状态下的强度都会有所下降,难以满足三代核电关键设备用钢的需求。从力学性能指标来看,厚度规格为140mm的18MND5钢板经调质处理后,屈服强度(Rel)和抗拉强度(Rm)分别为501MPa和619MPa(指标要求Rel≥450MPa、Rm≥600-720MPa)可见,钢板经调质处理后,强度完全满足指标要求,但抗拉强度偏下限,在经过长时间模拟焊后热处理后,其强度指标均会下降20~30MPa,无法满足核电关键设备用钢的要求。
申请号为201010211184.8,名为“高韧性高延性低辐照脆化核电承压设备用钢”的专利公开了一种高韧性高延性低辐照脆化核电承压设备用钢及其制造方法。包括下述重量百分比含量的化学成分组成:0.08~0.15%的C,0.20~0.35%的Si,S≤0.005%,P≤0.012%,0.80~1.60%的Mn,0.01~0.05%的Alt,0.008~0.015%的Ti,N≤0.010%,其余为Fe及不可避免的杂质。该发明采用控轧态和正火态的制造方法,制造方法轧制工艺简单,钢板产品合格率高,屈服强度处于285~375MPa,抗拉强度处于460~490MPa,能很好适应大生产要求。但该发明中强度指标偏低,并没有考虑钢板的模拟焊后热处理后力学性能,不足以满足三代核电关键设备用钢的需求。
申请号为201110125892.4,名为“一种核一级关键设备用钢板及其生产方法”的专利主要公开了一种核一级关键设备用钢板,其化学元素质量百分含量为:C≤0.20%,0.10~0.30%的Si,1.20~1.60%的Mn,P≤0.012%,S≤0.012%,0.45~0.55%的Mo,0.50~0.80%的Ni,Cr≤0.25%,V≤0.03%,Cu≤0.20%,Als≤0.04%,其余为Fe及不可避免的杂质。钢板厚度在50~140mm,具有晶粒细小的铁素体+珠光体组织,屈服强度处于510~525MPa,抗拉强度处于624~640MPa,延伸率超过25%,并拥有优良低温(-50℃)冲击韧性和350℃瞬时拉伸性能。但该发明的中并没有考虑钢板模拟焊后热处理之后的性能。
申请号为201110117612.5,名为“一种-50℃核电承压设备用钢及生产方法”的专利主要公开了一种-50℃条件下的高韧性、低辐照脆化核电承压设备用钢及其制造方法,其厚度为10~150mm,其化学元素质量百分含量为:0.05~0.15%的C,0.25~0.50%的Si,1.00~1.28%的Mn,0.10~0.20%的Mo,0.02%~0.04%的Alt,0.40~0.80%的Ni,0.10~0.24%的Cu,0.02~0.05%的V,其余为Fe及不可避免的杂质。该发明制造方法采用冶炼(连铸或电渣重熔坯)—加热—控轧—调质处理。获得的钢板具有-50℃条件下高韧性、高强度、低辐照脆化效应、优良的拉伸性能和焊接性能,抗拉强度≥585MPa级别,提高核电站运行中的安全性和可靠性。但该发明中采用电渣重熔工艺,成本高,且没有考虑钢板长时间的模拟焊后热处理后力学性能。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是提供一种三代核电关键设备用钢及其制造方法,能够明显提高交货态钢板强韧性,达到技术指标要求的同时,针对长时间模拟焊后热处理及高温拉伸状态的力学性能均能保持较高的水平,满足核电机组关键设备用钢的技术指标要求。
为实现上述目的,本发明采用以下技术方案实现:
一种三代核电关键设备用钢,按重量百分比包含如下组分:C:0.14~0.22%,Si:0.15~0.35%,Mn:1.10~1.65%,P≤0.008%,S≤0.005%,Cr:0.20~0.40%,Ni:0.35~0.65%,Mo:0.20~0.40%,V:0.01~0.04%,Cu≤0.25%,H≤1.5ppm,其余含量为Fe和不可避免的杂质。
所述的一种三代核电关键设备用钢厚度为30~150mm。
采用上述成分设计理由如下:
(1)C:是钢中主要强化元素,能够有效地提高钢的强度以及淬透性,但同时也降低钢的塑性和韧性,C含量偏低,经过长时间模拟焊后热处理后,强度会一定程度的下降,不能满足要求,C含量过高,脆化转变温度明显升高,焊缝热裂纹敏感性也大大提高,焊接性能差,因此为了获得较好的强韧性匹配以及合适的碳当量,本发明要求C含量为0.14~0.22%。
(2)Si:是钢中强化元素之一,能够产生固溶强化,Si元素扩散缓慢,能一直渗碳体的聚集长大过程,对于保证钢板模拟焊后热处理后性能有明显作用,但Si含量过高对大钢锭有促进偏析的不利作用,因此本发明要求Si含量为0.15~0.35%。
(3)Mn:是钢中的合金化元素,能够通过固溶强化提高钢的强度,细化晶粒,并且能够提高钢的淬透性,降低堆焊层下裂纹敏感性,Mn与S能形成熔点较高的MnS,可防止因FeS而导致的热脆现象,并提高了钢的可锻性,而且成本低廉,但Mn含量过高,会对韧性产生损害作用,因此本发明要求钢中Mn含量控制在1.10~1.65%。
(4)P、S:P、S元素为钢中的有害元素,会降低钢的冲击韧性,易加剧中心形成偏析和疏松等缺陷,因此要求P、S含量越低越好,但考虑到生产成本,本发明设计P含量为≤0.008%,S含量为≤0.005%。
(5)Cr:在钢中能显著改善钢的抗氧化作用,增加抗腐蚀能力。同时缩小奥氏体相区,提高钢的淬透性能,使钢经淬火回火后具有较好的综合力学性能。但Cr还会显著提高钢的脆性转变温度,促进回火脆性,因此本发明要求钢中Cr含量控制为0.20~0.40%。
(6)Ni:能够提高钢的淬透性并改善钢的低温韧性,并且能够提高焊接性,满足指标的要求,为了降低生产成本,本发明要求钢中Ni含量控制为0.35~0.65%。
(7)Mo:主要能够提高钢的耐热性,并能降低钢的回火脆性,与Cr、Mn共同作用减少或抑制回火脆性,从而更有效地降低残余应力,提高钢板综合强韧水平,获得均匀的组织与力学性能,因此本发明将Mo的重量控制在0.20~0.40%。
(8)V:钢中加入V有细化晶粒、提高晶粒粗化温度作用,并在钢中能够与C、N元素作用,形成VC、V(CN)等第二相质点,起到钉扎错位,提高强韧性的作用,但含量过高会降低钢的焊接性,因此钢中加入V的范围为0.01~0.04%。
(9)Cu:在钢中可适当提高钢的低温韧性水平,并且在回火过程中通过弥散析出起到强化作用,能够提高钢材的抗疲劳裂纹扩展能力,但Cu含量过高,在钢板轧制生产过程中易发生网裂,因此Cu的范围控制在Cu≤0.25%。
(10)H:在钢中易引发形成微裂纹,因此对H含量要求为≤1.5ppm。
一种三代核电关键设备用钢制造方法,包括以下步骤:
采用电炉冶炼、LF+VD炉外精炼、真空处理及浇注、锻造工艺进行生产;钢锭加热温度1200℃~1250℃,保温时间>2h;钢锭采用高温、大压下量的轧制方式,开轧温度≥1150℃,终轧温度≥900℃,轧后自然冷却;冷却完成的钢板进行调质处理,调质工艺为:淬火温度880~920℃,保温时间1~3min/mm,回火温度635~665℃,保温时间2~4min/mm,得成品钢板。
调质工艺中淬火温度880~920℃,Mn-Ni-Mo系列钢在较高温度时会使得晶粒增大,成分均匀,同时还可以促进碳化物的分解,因此在较高的温度下进行淬火,可以改善钢的淬透性,但是淬火温度过高,晶粒粗大,M(马氏体)会集中在偏析带上,影响钢板的冲击韧性。回火温度635~665℃,保温时间2~4min/mm,随着回火温度的提高,马氏体分解加速,因此强度下降,塑性与冲击性能提高,但回火温度过高,对于冲击性能的改善并不明显,反而会造成强度的下降,原因是随着保温时间的延长,铁素体板条束合并,渗碳体颗粒也随之长大。因此适当的回火温度及时间,使得碳化物形成元素向渗碳体中富集,置换Fe原子,形成合金渗碳体,并且回火时析出的碳化物形成方式为离位析出,形成稳定的回火索氏体组织,使得钢板强度显著提高。
钢板中回火索氏体由等轴铁素体与粒状渗碳体组成,等轴铁素体晶粒内部位错密度高,强度增加,抵抗塑性变形抗力能力变强,渗碳体主要以细小的颗粒状弥散分布,对韧性危害小,因此,该钢种具有良好的强韧性。
与现有的技术相比,本发明的有益效果是:
(1)本发明钢种经调质和模拟焊后热处理后,两种状态下均具有较好的强韧性水平。100mm钢板经调质处理后屈服强度和抗拉强度分别为580MPa和680MPa;模拟焊后热处理后,屈服强度和抗拉强度分别为550MPa和660MPa(指标要求屈服强度≥450MPa、抗拉强度:600~720MPa),从结果来看,钢板强度下降幅度均为20~30MPa,两种状态均可以满足指标要求,较其他钢种有了较大地改进。
(2)本发明钢种在不同状态下的350℃高温拉伸性能同样保持在较高的水平。100mm钢板经调质处理后350℃高温拉伸的屈服强度和抗拉强度分别为520MPa和660MPa;模拟焊后热处理后,350℃高温拉伸屈服强度和抗拉强度分别为490MPa和620MPa(指标要求屈服强度≥403MPa、抗拉强度≥600MPa),从结果来看,钢板的高温拉伸性能完全可以满足指标要求。
(3)100mm钢板经调质处理及模拟焊后热处理后的-20℃低温冲击吸收能量分别为150J和130J左右(指标要求冲击功≥40J),断面纤维率可达到70%左右。不但可以满足指标的要求,而且具有较大的余量。
(4)本发明钢种加入了少量的合金化元素,采用Mn-Cr-Cu-V设计,以固溶强化和沉淀强化等方式提高基体强度,使得该钢种具有良好的强韧性匹配的同时,避免了模拟焊后热处理态强度指标急剧下降的现象。并且其生产工艺简单,可操作性强,具有一定规模的冶金企业都可以实施,完全满足三代核电关键设备用钢的设计需要。
附图说明
图1为实施例4的典型金相组织图(回火索氏体)。
具体实施方式
下面结合实施例对本发明进一步说明:
以下实施例对本发明进行详细描述。这些实施例仅是对本发明的最佳实施方案进行描述,并不对本发明的范围进行限制。
实施例:
一种三代核电关键设备用钢各实施例化学成分如表1所示。
表1各实施例钢冶炼化学成分(%)
实施例 | C | Si | Mn | P | S | Cr | Ni | Mo | V | Cu |
1 | 0.14 | 0.15 | 1.15 | 0.005 | 0.0007 | 0.20 | 0.35 | 0.20 | 0.015 | 0.10 |
2 | 0.16 | 0.18 | 1.35 | 0.008 | 0.0010 | 0.24 | 0.42 | 0.25 | 0.024 | 0.15 |
3 | 0.17 | 0.20 | 1.40 | 0.007 | 0.0015 | 0.25 | 0.45 | 0.28 | 0.028 | 0.16 |
4 | 0.18 | 0.24 | 1.48 | 0.007 | 0.0009 | 0.30 | 0.50 | 0.32 | 0.032 | 0.18 |
5 | 0.19 | 0.26 | 1.55 | 0.006 | 0.0008 | 0.35 | 0.52 | 0.35 | 0.030 | 0.20 |
6 | 0.20 | 0.28 | 1.60 | 0.006 | 0.0015 | 0.36 | 0.58 | 0.36 | 0.036 | 0.22 |
7 | 0.22 | 0.34 | 1.65 | 0.008 | 0.0009 | 0.40 | 0.65 | 0.40 | 0.040 | 0.24 |
一种三代核电关键设备用钢制造方法,钢水经过电炉冶炼、LF+VD炉外精炼、真空处理及浇注、锻造工艺处理,轧制成品钢板规格为30mm~150mm,模拟焊后热处理工艺为温度605℃,保温时间16h,427℃以上升降温速率≤55℃/h。轧制及热处理工艺、力学性能结果如表2和表3所示。
表2轧制及热处理工艺
表3钢板力学性能结果
由以上结果可知,30~150mm规格钢板经过调质处理及模拟焊后热处理,各项性能指标完全满足要求,钢板具有良好的综合力学性能。
Claims (3)
1.一种三代核电关键设备用钢,其特征在于,按重量百分比包含如下组分:C:0.14~0.22%,Si:0.15~0.35%,Mn:1.10~1.65%,P≤0.008%,S≤0.005%,Cr:0.20~0.40%,Ni:0.35~0.65%,Mo:0.20~0.40%,V:0.01~0.04%,Cu≤0.25%,H≤1.5ppm,其余含量为Fe和不可避免的杂质。
2.根据权利要求1所述的一种三代核电关键设备用钢,其特征在于,所述的一种三代核电关键设备用钢厚度为30~150mm。
3.一种根据权利要求1所述的三代核电关键设备用钢制造方法,其特征在于,包括以下步骤:
采用电炉冶炼、LF+VD炉外精炼、真空处理及浇注、锻造工艺进行生产;钢锭加热温度1200℃~1250℃,保温时间>2h;钢锭采用高温、大压下量的轧制方式,开轧温度≥1150℃,终轧温度≥900℃,轧后自然冷却;冷却完成的钢板进行调质处理,调质工艺为:淬火温度880~920℃,保温时间1~3min/mm,回火温度635~665℃,保温时间2~4min/mm,得成品钢板。
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