CN111270144B - 一种压水堆核电站安全壳筒体用高强度钢板及其制造方法 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种压水堆核电站安全壳筒体用高强度钢板及其制造方法，所述钢板的成分按重量百分比计如下：0.08％‑0.13％的C；0.20％‑0.35％的Si；0.85％‑1.05％的Mn；≤0.015％的P；≤0.007％的S；1.0％‑1.50％的Ni；≤0.20％的Cr；0.30％‑0.50％的Mo；0.015％‑0.035％的Al；≤0.030％的Cu；≤0.005％的V；≤0.005％的N，其余含量为Fe和不可避免的杂质。制造方法包括冶炼、连铸、加热、轧制、热处理；采用本发明生产的钢板厚度为20‑70mm，具有优良的低温韧性指标。

Description

一种压水堆核电站安全壳筒体用高强度钢板及其制造方法

技术领域

本发明属于金属材料领域，尤其涉及一种压水堆核电站安全壳筒体用高强度钢板及其制造方法。

背景技术

近年来，尽管我国大力发展核能、水电、风电以及太阳能等清洁能源，但煤炭依然占据我国一次能源消费的主导地位，这也给我国的环境保护以及能源安全带来了诸多难以解决的问题。而利用原子核内蕴藏的巨大能量核能，与其他能源相比，具有高效、环保以及经济等诸多优点，同样一座100万千瓦的压水堆核电站每年只需25吨左右的核燃料，相当于火电厂每年需要标准煤300万吨。

自主设计、自主制造、自主建设和自主运营是发展我国核电事业的必由之路，也是迅速优化我国能源结构和保障能源安全的重要举措。要实现核电技术的自主化发展，尤其重大装备的国产化，就必须率先实现关键材料的国产化。由于世界各国对核电安全的高度重视，大大促进了新一代核电安全技术的发展，在我国无论“华龙一号”的双安全壳技术，还是“CAP1400”三代先进压水堆核电站示范工程非能动安全技术，均制造安全壳材料提出了更为苛刻的要求。

目前国内三代先进压水堆核电站安全壳用钢主要采用ASMEⅡ中A篇铁基材料的SA-738Gr.B以及NB标准中Q265HR等钢种，但目前使用钢种在强度级别上已经难以满足三代先进压水堆核电站建设的模块化、高效化以及安全性等要求。为减少三代压水堆核反应堆安全壳的施工难度，同时提升核电机组的安全性，也为了下一代核电发展提供关键材料储备，研发新型高强度安全壳钢板具有一定的意义。

目前生产的核反应堆安全壳用钢的相关专利如下：

鞍钢股份有限公司申请的名为“一种核反应堆安全壳封头及筒体用钢”的发明，专利申请号为201010276502.9，公开号为CN 102400058A，钢的化学成分重量百分比为：C≤0.20％，Si：0.15％-0.55％，Mn：0.90％-1.60％，，P≤0.025％，S≤0.025％，Ni≤0.60％，Cr≤0.30％，Mo≤0.30％，Nb≤0.04％，V≤0.07％，Cu≤0.35％，要求V+Nb≤0.08％，其余含量为Fe及不可避免杂质，钢中碳当量为0.40％-0.44％，碳当量计算公式CE＝C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+(Ni+Cu)/15，控制钢中非金属夹杂物，A、B、C、D类夹杂≤1.5级。该发明有效地保证了钢板具有较高强度同时，还具有均匀、稳定的韧性，尤其在经过长时间消应力处理后，钢板的强度不会得到明显下降，仍然可以满足指标要求。但是该对比文件说明书中实施例中钢板的厚度范围为40-50mm，并且说明书中没有提供钢板高温拉伸性能。

济钢集团有限公司申请的名为“一种第三代核电站反应堆安全壳用钢板及其制造方法”的发明，专利申请号为201210282831.3，公开号为CN 102776441A，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。采用该发明的方法制造的钢板，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。但是该对比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。

宝山钢铁股份有限公司申请的名为“核电站安全壳用厚钢板及其制造方法”的发明，专利申请号为201210269122.1，公开号为CN102766805A，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。但是该对比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。

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具有优良的低温韧性，钢板模拟焊后热处理后-45℃冲击吸收能量同样保持在较高的水平；提高成材率显著降低生产成本，缩短供货期，钢板内部质量良好的一种压水堆核电站安全壳筒体用高强度钢板及其制造方法。

一种压水堆核电站安全壳筒体用高强度钢板，该钢板的成分按重量百分比计如下：0.08％-0.13％的C；0.20％-0.35％的Si；0.85％-1.05％的Mn；≤0.015％的P；≤0.007％的S；1.0％-1.50％的Ni；≤0.20％的Cr；0.30％-0.50％的Mo；0.015％-0.035％的Al；≤0.030％的Cu；≤0.005％的V；≤0.005％的N，其余含量为Fe和不可避免的杂质。

所述高强度钢板厚度为20-70mm。

本发明成分设计理由如下：

C：钢中C含量的升高，钢的硬度和强度增大，而韧性和塑性降低，但碳含量过高影响钢板的焊接性，并且C作为间隙元素，会提高辐照脆化倾向。因此本发明要求钢中C含量宜控制0.08-0.13％范围内。

Si：Si溶于铁素体和奥氏体中能提高钢的硬度和强度，提高钢的抗氧化性，但Si含量过高损害钢板的塑性和韧性，并降低钢的焊接性能，因此本发明要求钢中Si含量控制在为0.15-0.35％。

Mn：Mn可以消除或减弱钢的热脆性，进而改善钢的热加工性能，并可以提高钢的强度和硬度，但Mn增加钢晶粒粗化的倾向和回火脆性敏感性。因此要求钢中Mn含量控制在0.85-1.05％范围内。

Ni：Ni在钢中可以细化铁素体，改善钢的低温性能，同时提高钢的热强性和耐蚀性，与Cr、Mo共同使用，可以获得良好的强韧性匹配，因此本发明要求钢中Ni含量控制为1.0-1.50％。

Cr：Cr增加钢的淬透性并有二次硬化作用，但只有含量超过12％时，才能使钢具有良好的高温氧化性和耐蚀性，并增强钢的热强性。因此本发明要求钢中Cr≤0.20％。

Mo：在调质钢中，Mo能够提高淬透，防止回火脆性，保证钢板在较高的温度下回火，进而提高塑性；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。因此本发明要求钢中Mo含量控制为0.30-0.50％。

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％。

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0.007％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0.030％。

V：尽管加入V通过固溶强化以钉扎位错和细化晶粒的作用，可以提高钢的常温和高温强度，但是V对辐照比较敏感。因此钢中加入的V应低于0.005％。

N：N属于对辐照有害的间隙元素。因此钢中加入的N应低于0.005％。

本发明技术方案之二是提供一种压水堆核电站安全壳筒体用高强度钢板的制造方法，包括冶炼、连铸、加热、轧制、热处理，

冶炼、连铸：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；

加热：连铸坯加热温度1200℃以上，保温时间2.5h以上，

轧制：采用高温、慢轧制速度和大压下进行轧制，通过在高温奥氏体再结晶区慢轧制速度和大压下轧制，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，确定轧制工艺为：开轧温度≥1100℃，终轧温度≥830℃，轧制速度：1.5m/s-2.0m/s，精轧阶段至少连续3个道次压下率达到20％以上，轧后自然冷却。

高温：主要是由于该钢种合金含量较高，达到2％以上，变形抗力大，为了保证轧制节奏和终轧温度，因此要求开轧温度≥1100℃。

慢轧制速度和大压下：为使钢板各个部分变形充分，使心部疏松充分焊合，保证钢板内部质量，提高探伤合格率，采用1.5m/s-2.0m/s慢轧制速度和精轧阶段至少连续3个道次压下率达到20％以上大压下工艺进行轧制。

热处理：钢板轧后采用调质热处理工艺，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、Mo等合金元素作用，同时结合其他化学成分及轧制工艺特点，使轧制后的组织完全奥氏体化，以及回火充分，并针对不同厚度特点，调质工艺如下：

调质处理工艺为：

淬火温度920±10℃，保温时间2～6min/mm；

回火：630±20℃，保温时间4～10min/mm。

本发明提供了一种压水堆核电站安全壳筒体用高强度钢板及其制造方法，生产的钢板厚度为20-70mm，同现有技术相比，有益效果如下：

(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，钢板内部质量良好。

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，进行冶炼、连铸、加热、轧制、热处理。

加热：连铸坯加热温度1200℃以上，保温时间2.5h以上，

轧制：开轧温度≥1100℃，终轧温度≥830℃，轧制速度：1.5m/s-2.0m/s，精轧阶段至少连续3个道次压下率达到20％以上，轧后自然冷却；

热处理：采用调质处理，具体如下：

淬火温度920±10℃，保温时间2～6min/mm；

回火：630±20℃，保温时间4～10min/mm。

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主要工艺参数见表3。本发明实施例钢的性能见表4。

表1本发明实施例钢的成分(wt％)

实施例	C	Si	Mn	P	S	Ni	Cr	Mo	Al	Cu	V	N
													1	0.09	0.22	0.95	0.012	0.004	1.12	0.12	0.35	0.027	0.010	0.002	0.003
2	0.11	0.25	0.97	0.010	0.005	1.27	0.13	0.39	0.030	0.009	0.001	0.002
													3	0.13	0.26	1.02	0.010	0.005	1.36	0.13	0.47	0.031	0.008	0.002	0.002
4	0.13	0.25	1.05	0.010	0.003	1.43	0.15	0.50	0.029	0.008	0.003	0.003

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主要工艺参数

由上表可知，本发明钢板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NB/T47013.3标准Ⅱ级超声波探伤要求。

Claims (1)

1.一种压水堆核电站安全壳筒体用高强度钢板，其特征在于，所述钢板的成分按重量百分比计如下：0.08%-0.13%的C；0.20%-0.35%的Si；0.97%-1.05%的Mn；≤0.015%的P；≤0.007%的S；1.0%-1.50%的Ni；≤0.15%的Cr；0.30%-0.39%的Mo；0.015%-0.035%的Al；≤0.030%的Cu；0.001%-0.003%的V；≤0.005%的N，其余含量为Fe和不可避免的杂质；所述高强度钢板厚度为20-70mm；钢板为回火索氏体组织；

所述的一种压水堆核电站安全壳筒体用高强度钢板的制造方法，包括冶炼、连铸、加热、轧制、热处理； 其特征在于，

加热：连铸坯加热温度1200℃以上，保温时间2.5h以上，

轧制：开轧温度≥1100℃，终轧温度≥830℃，轧制速度：1.5m/s-2.0m/s，精轧阶段至少连续3个道次压下率达到20%以上，轧后自然冷却；

热处理：采用调质处理，具体如下：

淬火温度910~920℃，保温时间5~6min/mm；

回火：610~625℃，保温时间7~10min/mm。