CN111020405A - 一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板及其制造方法 - Google Patents
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Abstract
一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板及其制造方法，钢中化学成分按重量百分比计含有：C0.10％‑0.17％、Si0.15％‑0.35％、Mn 1.10％‑1.60％、P≤0.015％、S≤0.008％、Ni 0.20％‑0.60％、Cr 0.20％‑0.50％、Mo 0.65％‑0.95％、Al 0.015％‑0.035％、Nb 0.032％‑0.045％、Cu≤0.050％、V≤0.020％；其余含量为Fe和不可避免的杂质。本发明通过化学成分优化和工艺参数的合理设计，具有优良的低温韧性指标。钢板经轧制+调质处理+模拟焊后热处理后‑45℃冲击吸收能量同样保持在较高的水平。
Description
技术领域
本发明属于黑色金属材料技术领域，尤其涉及一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板及其制造方法。
背景技术
我国目前的电力结构中，火力发电依然占据主要地位，尽管近几年来，我国风力发电、水力发电以及核能发电占比逐渐提升，但从稳定性、经济性以及环保等综合因素考虑，核能发电作为高效、清洁与经济的发电方式具有明显的优势。核电的大力发展一方面可以减少我国对于石油、天然气等海外能源依赖，另一方面还可以进一步优化我国的能源结构，提升我国的绿色发展质量。实现以“华龙一号”、“CAP1400”为代表的具有自主知识产权的三代先进压水堆核电站示范工程的成功建设和长期安全运行，进一步带动和促进我国核电研发、设计、制造、建造等技术体系的形成，是我国具备可持续创新和发展能力的又一次飞跃。
核反应堆安全壳是三代核电机组防止核泄漏的最后一道安全屏障，位置极为重要，也是核电机组中用钢量最大的装备。目前三代先进压水堆核电站安全壳用钢主要采用ASME规范SA-738Gr.B以及EN标准中P265GH等钢种，但上述钢种已难以满足大型先进三代压水堆核电站建设的大型化、减量化以及安全性等要求。
结合大型先进三代核反应堆安全壳的制造要求，开发新一代安全壳封头用高强度钢板具有现实意义，关键指标提升在于以下三个方面：一是钢板调质处理加模拟焊后热处理极限服役环境下(-45℃)夏比冲击功仍需到达68J以上；二是对钢板的加工性能提出了严格的要求；三是钢板需要在调质处理加模拟焊后热处理的情况下具有良好的高温拉伸强度。
目前生产的核反应堆安全壳用钢的相关专利如下：
申请号为201210282831.3，公开号为CN 102776441A的专利文件公开了“一种第三代核电站反应堆安全壳用钢板及其制造方法”，C：0.08-0.12％，Si：0.15-0.55％，Mn：0.90-1.50％，P≤0.007％，S≤0.004％，Ni：0.10-0.50％，Cr：0.0-0.30％，Mo：0.10-0.35％，V：0.010-0.050％，Nb：0.010-0.030％，Ti：0.008-0.035％，Alt：0.020-0.050％，N≤0.006％，Nb+V≤0.08％，余量为Fe和不可避免杂质。采用该方法制造的钢板，其碳含量低、其抗拉强度达到600MPa以上，耐200℃高温性能，成本低廉、焊接性能优良。但是该专利文件说明书中实施例中钢板的最大厚度为45mm，并且说明书中没有提供钢板模拟焊后热处理后性能以及钢板弯曲性能。
申请号为201210269122.1，公开号为CN 102766805 A的专利文件公开了一种“核电站安全壳用厚钢板及其制造方法”，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％，Alt：0.015-0.050％，Ni：0.20-0.50％；以及V≤0.050％，Ti≤0.030％，Cr≤0.25％，Nb≤0.030％，Ca：0.0005-0.0050％中的至少一种；余量为Fe和不可避免杂质。该发明的方法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。但是该文件权利要求书中钢板的最大厚度为60mm，说明书中没有提供150℃或200℃高温拉伸指标。
申请号为200980152846.4，公开号为CN 102264936 A的专利文件公开了一种“用于核反应堆安全壳的高强度钢板及其制造方法”，该钢板以重量计包含：0.03％～0.20％的C、0.15％～0.55％的Si、0.9％～1.5％的Mn、0.001％～0.05％的Al、0.030％或更少的P、0.030％或更少的S、0.30％或更少的Cr、0.2％或更少的Mo、0.6％或更少的Ni、0.07％或更少的V、0.04％或更少的Nb、5ppm-50ppm的Ca、0.005％-0.025％的Ti、0.0020％-0.0060％的N、0.0005％-0.0020％的B，余量的Fe和不可避免的杂质。所述钢板可由回火马氏体构成，并对冷却和再结晶控轧的条件进行最优化，以控制微结构的平均粒度和结构晶粒的长宽比，生产的钢板-50℃的拉伸强度≥650MPa，冲击韧性为至少200J，因而可用于核电站。但从该发明采用的钢锭轧制生产方式，成本大大提高，制造钢板的最大厚度仅为80mm，说明书中没有提供150℃或200℃高温拉伸指标。
发明内容
本发明提供了一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板及其制造方法，生产的钢板厚度为20-90mm，通过化学成分优化和工艺参数的合理设计，具有优良的低温韧性指标。钢板经轧制+调质处理+模拟焊后热处理后-45℃冲击吸收能量同样保持在较高的水平。
为了达到上述目的，本发明采用以下技术方案实现：
一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板，钢中化学成分按重量百分比计含有：C0.10％-0.17％、Si 0.15％-0.35％、Mn 1.10％-1.60％、P≤0.012％、S≤0.005％、Ni0.20％-0.60％、Cr 0.20％-0.50％、Mo 0.65％-0.95％、Al 0.015％-0.035％、Nb0.032％-0.045％、Cu≤0.050％、V≤0.020％；其余含量为Fe和不可避免的杂质。
成品钢板厚度为20-90mm。
C：钢中C是保证钢板强度的主要元素，C含量偏低，强度可能满足不了要求，尤其经过长时间模拟焊后热处理后强度会得到一定程度的下降。但C含量较高直接会带来韧塑性的下降及焊接焊接性能的恶化。因此本发明要求钢中C含量宜控制范围为0.10％-0.17％。
Si：Si是有效的强化元素，同时也是廉价的元素，但含量较高同样也会带来韧塑性下降，并降低钢的焊接性能。因此从保证钢板不同状态强韧性考虑，本发明Si含量优选控制范围为0.15％-0.35％。
Mn：钢中Mn元素除了起强化基体作用外，还能有效地提高钢的淬透性，同样有助于提高强度却降低韧塑性，因此实际生产钢中Mn含量宜控制在中上限，本发明Mn含量优选控制范围为1.25％-1.60％。
Ni：Ni能够明显改善钢的低温韧性，同时提高厚截面钢板的低温韧性，使钢板在具有足够强度的同时还会具有较高的韧性，满足指标的要求。考虑到本发明涉及的钢种厚度≤90mm，同时通过调质处理，可以提高强度及韧塑性，因此从兼顾性能和控制成本的实际需要出发，本发明Ni含量控制为0.20％-0.60％，优选控制范围为0.30％-0.50％。
Cr：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。但Cr还会显著提高钢的脆性转变温度，促进回火脆性。为进一步保证钢板不同状态时强度的稳定性，本发明Cr含量优选控制范围为0.20％-0.50％。
Mo：Mo的作用是提高淬透性、耐热性，并与Cr、Mn共同作用减少或抑制回火脆性；同时Mo较强地提高了固溶体原子间结合力，提高钢的热强性；更为重要的是Mo有效地抑制钢中有害元素偏聚。由于本发明要求钢板经过长时间模拟焊后热处理后仍要保留足够的强度及韧性，因此本发明要求钢中Mo含量控制为0.65％-0.95％。
Al：Al是调整钢晶粒度的有效元素，与适量的N结合形成高熔点的小颗粒，有细化晶粒的作用，但Al对钢的淬透性影响不显著。因此本发明要求钢中Al含量控制为0.015％-0.035％。
Nb：Nb能提高钢的屈服强度，降低脆性转变温度，对钢的焊接性能有益，同时Nb对辐照脆化敏感性差，因此本发明要求钢Nb含量控制为0.032％-0.045％。
P：P是一种有害元素，造成钢的脆性加剧，也使屈服点和屈强比显著提高，塑性和韧性恶化，对焊接有不利影响。同时辐照试验表明，P对辐照脆化亦非常敏感，因此要求钢中的P含量越低越好，本发明要求低于0.015％。
S：S在钢中奥氏体晶界处形成FeS和MnS硫化物，会降低钢的冲击韧性和焊接性能，同时S也有加速辐照脆化的倾向。因此要求钢中S含量应限制在0.008％以下。
Cu：Cu含量过高不利于钢板加工以及焊接，同时Cu是对辐照脆化最有害的元素，因此钢中的Cu含量应低于0.050％。
V：核电用钢要求是细晶粒钢，细晶粒钢比粗晶粒钢辐照脆性小。钢中加入V有细化晶粒、提高晶粒粗化温度作用，同时通过“第二相粒子”VC的析出强化可有效地起到晶界“钉扎”作用，进而提高钢的常温和高温强度。但是V对辐照脆化比较敏感。因此钢中加入的V应低于0.020％。
一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板的制造方法，采用铁水深脱硫、转炉冶炼、炉外精炼、真空处理和连铸工艺进行生产；
冶炼采用双联法或双渣法进行生产，经过炉外精炼及真空处理后，确保钢中的P、S分别不大于0.012％和0.005％；采用立弯式连铸机进行生产，生产60mm以下厚度规格的钢板，连铸坯厚度≥200mm，生产大于60mm厚度规格的钢板，连铸坯厚度≥300mm；
连铸坯经过高温加热、保温后采取横轧+纵轧方式进行生产，连铸坯加热温度1150℃以上，保温时间4h以上；采用慢辊速轧制、大压下方式进行生产，其中辊速要求不大于2.0m/s，连续三道次压下率≥20％；
钢板开轧温度≥1100℃，终轧温度≥860℃，轧后自然冷却；
钢板轧后采用调质处理工艺，淬火温度920±10℃、保温时间2～6min/mm；回火温度640±20℃、保温时间4～9min/mm。
与现有技术相比，本发明的有益效果是：
1)本发明工艺技术生产的钢板，通过化学成分优化和工艺参数的合理设计，具有较高强度同时还具有优良的低温韧性指标。钢板经轧制+调质处理+模拟焊后热处理后-45℃冲击吸收能量同样保持在较高的水平。
2)本发明采用的工艺技术生产的钢板具有成本优势，与模铸生产的产品相比，主要通过提高成材率显著降低生产成本，缩短供货期，并在满足综合力学性能要求的基础上，钢板加工性能良好。
具体实施方式
下面结合实施例对本发明的具体实施方式作进一步说明：
一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板，钢中化学成分按重量百分比计含有：C0.10％-0.17％、Si 0.15％-0.35％、Mn 1.10％-1.60％、P≤0.012％、S≤0.005％、Ni0.20％-0.60％、Cr 0.20％-0.50％、Mo 0.65％-0.95％、Al 0.015％-0.035％、Nb0.032％-0.045％、Cu≤0.050％、V≤0.020％；其余含量为Fe和不可避免的杂质。
成品钢板厚度为20-90mm。
一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板的制造方法，采用铁水深脱硫、转炉冶炼、炉外精炼、真空处理和连铸工艺进行生产；
冶炼采用双联法或双渣法进行生产，经过炉外精炼及真空处理后，确保钢中的P、S分别不大于0.012％和0.005％；采用立弯式连铸机进行生产，生产60mm以下厚度规格的钢板，连铸坯厚度≥200mm，生产大于60mm厚度规格的钢板，连铸坯厚度≥300mm；(保证成品钢板压缩比不小于3.0)
连铸坯经过高温加热、保温后采取横轧+纵轧方式进行生产，连铸坯加热温度1150℃以上，保温时间4h以上；采用慢辊速轧制、大压下方式进行生产，其中辊速要求不大于2.0m/s，连续三道次压下率≥20％；通过动态再结晶使奥氏体晶粒得到充分细化的同时，提高生产效率。
钢板开轧温度≥1100℃，终轧温度≥860℃，轧后自然冷却；
钢板轧后采用调质处理工艺，得到细致、均匀的回火索体组织，并使钢板具有良好的综合力学性能，与正火相比，钢板综合力学性能更为优良，与TMCP+回火工艺相比，钢板性能更为均匀。为充分发挥钢中Ni、Cr、Mo等合金元素作用，同时结合其他元素及轧制工艺特点，通过淬火使轧制后的组织充分奥氏体化后迅速冷却获得淬火马氏体组织，再通过高温回火，钢中合金碳化物析出充分、均匀，以保证钢板最终性能。针对不同厚度钢板特点，确定调质处理工艺如下：淬火温度920±10℃、保温时间2～6min/mm；回火温度640±20℃、保温时间4～9min/mm。
本发明在化学成分设计方面，通过添加更高含量的Mo(wt 0.65-0.95％)有效地提高钢的淬透性，同时提高钢的热强性，保证钢板经过长时间模拟焊后热处理后仍具有良好的室温和高温强度；通过添加微量元素Nb(wt 0.032-0.045％)，达到细化晶粒，提高热强性和改善焊接性的作用，由于V元素对辐照比较敏感，因此通过添加Nb元素达到上述目的，此外，Nb的碳氮化物可以“钉扎”晶界作用以及固溶Nb具有强烈的拖曳晶界移动的能力，提高钢的强度。
通过化学成分的优化设计和生产工艺的合理制定，经过轧制+调质处理后-45℃冲击吸收能量同样保持在较高水平的同时，使钢板室温强度达到655MPa以上。采用本发明制造的钢板能够满足在经过保温温度610℃，保温时间长达12.5小时模拟焊后热处理后的室温和150℃高温拉伸性能要求，并且各项指标优于现有技术制造的钢板性能指标。
实施例1-4的化学成分如表1所示：
表1各实施例钢的化学成分(wt％)
| 元素 | C | Si | Mn | P | S | Ni | Cr | Mo | Al | Nb | Cu | V |
| 例1 | 0.11 | 0.21 | 1.38 | 0.008 | 0.003 | 0.32 | 0.27 | 0.68 | 0.021 | 0.032 | 0.008 | 0.007 |
| 例2 | 0.15 | 0.23 | 1.41 | 0.011 | 0.003 | 0.38 | 0.29 | 0.71 | 0.031 | 0.032 | 0.010 | 0.003 |
| 例3 | 0.16 | 0.22 | 1.41 | 0.009 | 0.004 | 0.41 | 0.31 | 0.77 | 0.033 | 0.042 | 0.007 | 0.006 |
| 例4 | 0.17 | 0.21 | 1.58 | 0.010 | 0.003 | 0.47 | 0.33 | 0.81 | 0.027 | 0.041 | 0.006 | 0.003 |
实施例1-4的轧制及热处理工艺见表2：
表2轧制及热处理工艺
实施例1：
本实施例的生产方法，钢水经转炉冶炼、炉外精炼、真空处理，浇铸成连铸坯(连铸坯厚度250mm)，轧制成品钢板规格为20mm。其成分见表1中例1，轧制及热处理工艺分别见表2中例2，力学性能见表3。
表3实施例1力学性能结果
20mm厚钢板经过调质处理，各项性能指标完全满足要求，同时钢板具有良好弯曲性能，在经过弯曲角度180°，弯芯直径60mm弯曲后，表面无裂纹，并且完全符合GB/T 2970标准I级超声波探伤要求。
实施例2：
本实施例的生产方法，钢水经转炉冶炼、炉外精炼、真空处理，浇铸成连铸坯(连铸坯厚度250mm)，轧制成品钢板规格为45mm。其成分见表1中例2，轧制及热处理工艺分别见表2中例2，力学性能见表4。
表4实施例2力学性能结果
45mm厚钢板经过调质处理，各项性能指标完全满足要求，同时钢板具有良好弯曲性能，在经过弯曲角度180°，弯芯直径90mm弯曲后，表面无裂纹，并且完全符合GB/T 2970标准I级超声波探伤要求。
实施例3：
本实施例的生产方法，钢水经转炉冶炼、炉外精炼、真空处理，浇铸成连铸坯(连铸坯厚度300mm)，轧制成品钢板规格为70mm。其成分见表1中例3，轧制及热处理工艺分别见表2中例3，力学性能见表5。
表5实施例3力学性能结果
70mm厚钢板经过调质处理，各项性能指标完全满足要求，同时钢板具有良好弯曲性能，在经过弯曲角度180°，弯芯直径90mm弯曲后，表面无裂纹，并且完全符合GB/T 2970标准I级超声波探伤要求。
实施例4：
本实施例的生产方法，钢水经转炉冶炼、炉外精炼、真空处理，浇铸成连铸坯(连铸坯厚度300mm)，轧制成品钢板规格为90mm。其成分见表1中例4，轧制及热处理工艺分别见表2中例4，力学性能见表6。
表6实施例4力学性能结果
90mm厚钢板经过调质处理，各项性能指标完全满足要求，同时钢板具有良好弯曲性能，在经过弯曲角度180°，弯芯直径90mm弯曲后，表面无裂纹，并且完全符合GB/T 2970标准I级超声波探伤要求。
Claims (3)
1.一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板，其特征在于，钢中化学成分按重量百分比计含有：C 0.10％-0.17％、Si 0.15％-0.35％、Mn 1.10％-1.60％、P≤0.012％、S≤0.005％、Ni 0.20％-0.60％、Cr 0.20％-0.50％、Mo 0.65％-0.95％、Al 0.015％-0.035％、Nb 0.032％-0.045％、Cu≤0.050％、V≤0.020％；其余含量为Fe和不可避免的杂质。
2.根据权利要求1所述的一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板，其特征在于，成品钢板厚度为20-90mm。
3.一种如权利要求1或2所述的压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板的制造方法，采用铁水深脱硫、转炉冶炼、炉外精炼、真空处理和连铸工艺进行生产；其特征在于：
冶炼确保钢中的P、S分别不大于0.012％和0.005％；生产60mm以下厚度规格的钢板，连铸坯厚度≥200mm，生产大于60mm厚度规格的钢板，连铸坯厚度≥300mm；
连铸坯加热温度1150℃以上，保温时间4h以上；
钢板开轧温度≥1100℃，辊速要求不大于2.0m/s，连续三道次压下率≥20％；终轧温度≥860℃，轧后自然冷却；
调质处理工艺，淬火温度920±10℃、保温时间2～6min/mm；回火温度640±20℃、保温时间4～9min/mm。
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