CN109694984A - 一种特厚核反应堆安全壳闸门用钢及其制造方法 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种特厚核反应堆安全壳闸门用钢及其制造方法，该钢板的成分按重量百分比计如下：C：0.08％‑0.15％；Si：0.25％‑0.50％；Mn：0.90％‑1.50％；P≤0.01％；S≤0.005％；Ni：0.30％‑0.60％；Cr：0.10％‑0.30％；Mo：0.10％‑0.30％；V：0.01％‑0.05％；Nb：0.01％‑0.05％；Al：0.01％‑0.03％；Nb+V≤0.08％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法包括钢锭开坯、中间坯轧制、热处理。采用本发明保证钢板在具有较高强度的同时，具有均匀稳定的低温韧性，尤其是模拟焊后热处理后钢板依然具有良好的综合性能。

Description

一种特厚核反应堆安全壳闸门用钢及其制造方法

技术领域

本发明属于材料加工领域，尤其涉及一种特厚核反应堆安全壳闸门用钢及其制造方法。

背景技术

人员及设备闸门是核电站安全壳上最大的附属结构部件，由封头、简体、法兰、钢平台等组成，通常设置有2个，位于安全壳靠下的部位，主要是为人员和大型设备运入、运出反应堆厂房提供通道。闸门按照《HAF003核电厂质量保证安全规定》、《HAF102核电厂设计安全规定》、《CC-M压水堆核岛机械设备和建造规则》进行设计、制造和检验，最大厚度为130mm。作为安全壳的一部分，为安全2级，抗震1类，质保1级，以及规范等级为RCC-M2级的设备，是核电站33项重要设备之一。

在反应堆运行时，人员及设备闸门处于关闭状态，是安全壳整体密封的一部分，对内具有极高的防泄漏密封性，当预期设计基本故障发生时能防止含放射性空气的外逸；对外能够抵御外来飞射物的撞击，在核电站正常运行时，共同构成反应堆及其冷却系统和其他相关设备的保护屏障。

现有关于此类钢种的发明专利中，存在着钢板厚度不够、强度低、低温韧性差、或者模拟焊后热处理后力学性能不佳等问题。

例如：发明《一种核电站压力容器及设备闸门用钢及其制造方法》(申请号：201310076884.4)，公开涉及钢板强度偏低，对模拟焊后热处理后力学性能也未关注。

发明《核电站安全壳用厚钢板及其制造方法》(申请号：201210269122.1)，成分设计为C：0.06-0.15％；Si：0.1-0.4％；Mn：1.0-1.5％；P≤0.012％；S≤0.003％；Ni：0.2-0.5％；Cr≤0.25％；Mo：0.1-0.3％；V≤0.05％；Nb≤0.03％；Ti≤0.03％；Al：0.015-0.05％；Ca：0.0005-0.005％，而且涉及钢板厚度范围为10～60mm。

专利《一种特厚钢板的生产方法》(申请号：200910187778.7)采用300mm厚连铸坯生产，不足之处在于，若轧制130mm厚的钢板，压缩比小于3:1，不符合ASME标准关于连铸坯生产核电用钢的压缩比要求，此外，所生产钢板强度也达不到安全壳闸门用钢要求。

本发明不仅解决了这些问题，而且生产的钢板具有良好稳定的综合性能。

发明内容

本发明的目的在于克服上述问题和不足而提供一种特厚核反应堆安全壳闸门用钢及其制造方法，该钢板具有较高的强度，均匀稳定的韧性，尤其经过长时间模拟焊后热处理后，拉伸和低温冲击等关键指标依然良好，可以有效地保证核电机组的安全运行。

本发明目的是这样实现的：

一种特厚核反应堆安全壳闸门用钢，该钢板的成分按重量百分比计如下：C：0.08％-0.15％；Si：0.25％-0.50％；Mn：0.90％-1.50％；P≤0.01％；S≤0.005％；Ni：0.30％-0.60％；Cr：0.10％-0.30％；Mo：0.10％-0.30％；V：0.01％-0.05％；Nb：0.01％-0.05％；Al：0.01％-0.03％；Nb+V≤0.08％，余量为Fe和不可避免的杂质。

所述特厚核反应堆安全壳闸门用钢钢板厚度为130mm。

本发明成分设计理由如下：

(1)C：是钢中基本的强化元素，其强化作用主要是通过固溶强化和析出强化来实现。如果钢中C含量过低，强度就无法满足要求；如果C含量过高，对钢的延性、韧性和焊接性都将产生不利影响，因此本发明要求钢中C含量控制在0.08-0.15％的范围内。

(2)Si：在钢中有脱氧的作用，也有一定的固溶强化效果。但是，提高Si含量易产生硅酸盐类夹杂，损害钢板的焊接性能，因此Si含量控制在0.25％-0.5％。

(3)Mn：是良好的脱氧剂和脱硫剂，与硫形成MnS，可防止因硫而导致的热脆现象。同时，有较强的固溶强化作用，提高强度，改善韧性。但含锰较高时，会加强铸坯内部偏析程度，并且使成品钢板产生回火脆化。因此实际生产中Mn含量控制在0.90％-1.50％。

(4)P：磷是钢中有害元素。钢中P含量较高，会加剧中心偏析及中心疏松的产生，并会加速辐照脆化。磷的含量越低越好，但考虑到炼钢条件和成本，本发明要求控制钢中的P含量不高于0.01％。

(5)S：在钢中易形成硫化物夹杂，降低钢的冲击韧性，损害焊接性能，同时加重中心偏析、疏松等缺陷，并会增加辐照脆化，因此本发明要求S≤0.005％；。

(6)Ni：细化铁素体晶粒，改善钢的低温性能，特别是提高钢的低温韧性，与铬、钼等配合使用时，能使结构钢在热处理后获得强度与韧性配合良好的综合力学性能。但镍含量较高的材料经过辐照后所生产的物质具有一定的放射性。因此从实际需要出发，控制钢中Ni含量为0.30％-0.60％。

(7)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。在低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。Cr含量过高，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含量控制在0.10％-0.30％。

(8)Mo：属于强碳化物形成元素，当含量较低时，形成复合的渗碳体，并可以提高耐热性和减少回火脆性。本发明要求Mo含量控制在0.10％-0.30％。

(9)V、Nb：在钢中均为强碳化物和氮化物形成元素，细化晶粒，提高晶粒粗化温度，从而降低钢的过热敏感性。核电用钢要求是细晶粒钢，细晶粒钢比粗晶粒钢辐照脆化敏感性小。而过量V、Nb的加入将会恶化焊接热影响区的韧性，因此本发明设计V：0.01-0.05％、Nb：0.01-0.05％，Nb+V≤0.08％。

(10)Al：铝在炼钢中起到一定的脱氧作用，还有利于细化晶粒。但过多的铝不仅作用效果不明显，而且还会增加成本，产生Al2O3夹杂，影响钢的热加工性能、焊接性能。所以本发明要求Al含量控制在0.01％-0.03％。

本发明提供的技术方案之二是提供一种特厚核反应堆安全壳闸门用钢的制造方法，包括钢锭开坯—中间坯轧制—热处理，

(1)钢锭开坯：将钢锭加热到1200℃-1250℃保温5h-9h后进行开坯轧制，开轧温度≥1100℃，中间坯轧至330mm～450mm厚度后下线进行堆垛缓冷，缓冷时间≥48h；

(2)中间坯轧制：中间坯解垛后加热1200℃-1250℃，保温4h-7h，开轧温度≥1100℃，轧制后钢板进行堆垛缓冷，缓冷时间≥24h；

(3)热处理：

淬火温度920℃±20℃，保温时间为1min/mm-4min/mm，保证钢板内外温度一致，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；

回火温度640℃±20℃，保温时间0.5min/mm-3min/mm，保证碳化物的析出，形成稳定的贝氏体回火组织，使钢板具有良好的综合力学性能。

进一步的，本发明钢锭轧制前可利用辊道摆动1-3次，松动氧化铁皮及冷轧板，轧制首道次空过，采用机架水除鳞，确保氧化铁皮除净。

进一步的，本发明中间坯解垛后进行上、下表面火焰清理、修磨，切头去尾。

优选的，本发明中间坯轧制采用高温、慢轧、大压下方式进行生产。

本发明的有益效果如下：本发明所采用的成分含量配比以及生产工艺较为新颖独特，通过合理地控制钢中的碳当量(0.45-0.55)、降低钢中气体和非金属夹杂物含量(P≤0.01％；S≤0.005％)，以及采用“钢锭开坯—中间坯轧制—热处理”的轧制方式，配合合理的调质工艺，有效地保证了钢板在具有较高强度的同时，具有均匀稳定的低温韧性，尤其经过长时间的模拟焊后热处理后钢板依然具有良好的综合性能，完全能够满足安全壳闸门用钢的要求。

附图说明

图1为本发明实施例1的显微组织图。

具体实施方式

下面通过实施例对本发明作进一步的说明。

本发明实施例根据技术方案的组分配比，进行钢锭开坯—中间坯轧制—热处理。

钢锭开坯：将钢锭加热到1200℃-1250℃保温5h-9h后进行开坯轧制，开轧温度≥1100℃，中间坯轧至330mm～450mm厚度后下线进行堆垛缓冷，缓冷时间≥48h。

中间坯轧制：中间坯解垛后加热1200℃-1250℃，保温4h-7h，开轧温度≥1100℃，轧制后钢板进行堆垛缓冷，缓冷时间≥24h。

热处理：淬火温度920℃±20℃，保温时间为1min/mm-4min/mm，然后立即水冷直至钢板温度降至200℃以下。

回火温度640℃±20℃，保温时间0.5min/mm-3min/mm。

本发明中间坯解垛后进行上、下表面火焰清理、修磨，切头去尾。

本发明实施例钢的成分见表1。本发明实施例钢的主要工艺参数见表2。本发明实施例钢的热处理见表3。本发明实施例钢的性能见表4。本发明实施例钢模拟焊后热处理后钢板力学性能见表5。

表1本发明实施例钢的成分(wt％)

注：余量为Fe及不可避免的微量杂质

表2本发明实施例钢的主要工艺参数

表3本发明实施例钢的热处理

表4本发明实施例钢的性能

表5本发明实施例钢模拟焊后热处理后钢板力学性能

注：模拟焊后热处理工艺：温度：605℃，升降温速率：400℃以上升降温速率≤58℃/h，保温时间：15h

由上可知，本发明保证了钢板在具有较高强度的同时，具有均匀稳定的低温韧性，尤其经过长时间的模拟焊后热处理后钢板依然具有良好的综合性能，完全能够满足安全壳闸门用钢的要求。

为了表述本发明，在上述中通过实施例对本发明恰当且充分地进行了说明，以上实施方式仅用于说明本发明，而并非对本发明的限制，有关技术领域的普通技术人员，在不脱离本发明的精神和范围的情况下，还可以做出各种变化和变型，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内，本发明的专利保护范围应由权利要求限定。

Claims (3)

1.一种特厚核反应堆安全壳闸门用钢，其特征在于，该钢板的成分按重量百分比计如下：C：0.08％-0.15％；Si：0.25％-0.50％；Mn：0.90％-1.50％；P≤0.01％；S≤0.005％；Ni：0.30％-0.60％；Cr：0.10％-0.30％；Mo：0.10％-0.30％；V：0.01％-0.05％；Nb：0.01％-0.05％；Al：0.01％-0.03％；Nb+V≤0.08％，余量为Fe和不可避免的杂质。

2.一种权利要求1所述的一种特厚核反应堆安全壳闸门用钢的制造方法，包括钢锭开坯—中间坯轧制—热处理，其特征在于：

(1)钢锭开坯：将钢锭加热到1200℃-1250℃保温5h-9h后进行开坯轧制，开轧温度≥1100℃，中间坯轧至330mm～450mm厚度后下线进行堆垛缓冷，缓冷时间≥48h；

(2)中间坯轧制：中间坯解垛后加热1200℃-1250℃，保温4h-7h，开轧温度≥1100℃，轧制后钢板进行堆垛缓冷，缓冷时间≥24h；

(3)热处理：

淬火温度920℃±20℃，保温时间为1min/mm-4min/mm，然后立即水冷直至钢板温度降至200℃以下；

回火温度640℃±20℃，保温时间0.5min/mm-3min/mm。

3.根据权利要求2所述一种特厚核反应堆安全壳闸门用钢的制造方法，其特征在于，中间坯解垛后进行上、下表面火焰清理、修磨，切头去尾。