CN111270145A - 一种核电站安全壳贯穿件用特厚高强度钢板及其生产方法 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种核电站安全壳贯穿件用特厚高强度钢板及其生产方法，该钢板的成分按重量百分比计如下：0.15‑0.20％的C；0.15‑0.45％的Si；1.20‑1.60％的Mn；≤0.010％的P；≤0.005％的S；0.65‑0.80％的Ni；1.15‑1.55％的Cr；0.40‑0.70％的Mo；≤0.005％的V；0.010‑0.030％的Nb；≤0.030％的Cu；0.015‑0.035％的Als；≤0.005％的N；0.0010‑0.0030％的B，余量为Fe和不可避免的杂质。生产方法包括冶炼、模铸、轧制、热处理；应用本发明生产的钢板具有优良的低温韧性指标。钢板轧制+调质处理+模拟焊后热处理后‑7℃冲击吸收能量保持在100J以上。

Description

一种核电站安全壳贯穿件用特厚高强度钢板及其生产方法

技术领域

本发明属于金属领域，尤其涉及一种核电站安全壳贯穿件用特厚高强度钢板的生产方法。

背景技术

无论是AP1000技术的先进型非能动(安全系统)核电站还是EPR技术的改革型的能动(安全系统)核电站，第三代压水堆核电站高层次的安全设计要求主要包括预防事故能力、防止堆芯损坏和三个方面。其中缓解事故后果最重要的一点就是提供大容积、稳固的安全壳厂房或者安全壳系统。

用于制造安全壳厂房或者安全壳系统的钢铁材料需要具备以下几个方面的技术要求：严格且合理的化学成分、良好的内部质量、优异的强韧性匹配以及优良的加工性能。在材料的实际应用过程中，材料的单重、材料的焊接性能以及材料的耐蚀性也是我们必须考虑的。与上述对三代核反应堆安全壳用钢的诸多技术要求以及应用要求相比，无论ASMEⅡ中A篇铁基材料的SA-738Gr.B，还是NB标准中Q265HR等钢种，都存在明显的不足。基于实现三代核反应堆安全壳用钢的原始化创新以及减少三代压水堆核反应堆安全壳的施工难度的双重考虑，开发新一代高强度安全壳用钢，既具有显著的经济效益，还具有极大的经济效益。

目前生产的核反应堆安全壳用钢的相关专利申请如下：

韩国POSCO公司申请的“用于核反应堆安全壳的高强度钢板及其制造方法”的专利，专利申请号为200980152846.4，公开号为CN 102264936 A，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，并且没有提供钢板模拟焊后热处理后力学性能情况。

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”的专利，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”的专利，专利申请号为201210269122.1，公开号为CN 102766805 A，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厚度为100～150mm核电站安全壳贯穿件用特厚高强度钢板的生产方法，通过优化成分设计、纯净钢冶炼，以及适宜的加热、轧制、热处理工艺，生产的钢板不仅具有良好的力学性能和工艺性能，而且在长时间模拟焊后热处理后，室温拉伸、高温拉伸和低温冲击等关键指标依然保持良好，完全可以满足新一代压水堆核电站安全壳用钢的使用要求。

本发明目的是这样实现的：

一种核电站安全壳贯穿件用特厚高强度钢板，该钢板的成分按重量百分比计如下：0.15-0.20％的C；0.15-0.45％的Si；1.20-1.60％的Mn；≤0.010％的P；≤0.005％的S；0.65-0.80％的Ni；1.15-1.55％的Cr；0.40-0.70％的Mo；≤0.005％的V；0.010-0.030％的Nb；≤0.030％的Cu；0.015-0.035％的Als；≤0.005％的N；0.0010-0.0030％的B，余量为Fe和不可避免的杂质。

本发明成分设计理由如下：

C：C是强化结构钢最有效的元素，而且也是最经济的元素。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，而且在钢材的焊接热影响区还会出现淬硬现象，导致焊接冷裂纹的产生。因此本发明钢在设计成分时要求钢中C含量控制在0.15-0.20％的范围内。

Si：Si是钢中的还原剂和脱氧剂，含量过高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0.15-0.45％。

Mn：Mn是良好的脱氧剂和脱硫剂，钢中含有一定量的锰能消除或减弱由于硫所引起的钢的热脆性。Mn能强化铁素体，有固溶强化作用，能提高钢板的强度和硬度，并不影响钢的塑性和韧性。因此实际生产中Mn含量控制在1.20-1.60％。

P：P溶于铁素体，增加钢的回火脆性，显著降低钢的塑性和韧性，对焊接也有不良影响，因此磷的含量越低越好，但P能提高钢的强度和耐大气腐蚀性能，本发明要求控制钢中的P≤0.010％。

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％。

Ni：Ni能降低钢的低温脆性转变温度，同时又可提高钢的淬透性，与铬、钼等配合使用时，能使钢材在热处理后获得良好的强韧性，本发明控制钢中Ni含量为0.65-0.80％。

Cr：Cr在调质结构钢中的主要作用是提高淬透性并有二次硬化作用。同时Cr作为减少间隙元素对辐照有害的“清洁剂”，因此本发明要求钢中Cr含量控制在1.15-1.55％。

Mo：Mo能使钢的晶粒细化，提高淬透性，使厚板淬火时钢板芯部在冷速相对较慢的情况下也能淬透，同时钼是强碳化物形成元素，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。因此本发明要求Mo含量控制在0.40-0.70％。

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％。

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对辐照比较敏感性差，因此本发明要求钢Nb含量控制为0.010-0.030％。

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％。

Als：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Als含量控制在0.015-0.035％。

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％。

B：B在钢中的主要作用是增加钢的淬透性，微量B还可提高其高温强度，并且B吸收中子能力强，但略有促进回火脆性的倾向。因此本发明要求钢B含量控制为0.0010-0.0030％。

本发明技术方案之二是提供一种核电站安全壳贯穿件用特厚高强度钢板的生产方法，包括冶炼、模铸、轧制、热处理；

冶炼：采用电炉、炉外精炼、真空处理和模铸浇注工艺进行生产。

轧制：模铸钢锭在室式炉加热后采用锭轧材方式进行生产，钢锭加热温度≥1220℃，开轧温度≥1150℃，精轧阶段至少连续3个道次压下率达到25％以上,轧后自然冷却。

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≥1150℃。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，因此采用精轧阶段至少连续3个道次压下率达到25％以上大压下工艺进行轧制。

热处理：钢板轧后采用调质处理工艺，得到细致、均匀的回火索氏体组织，并使钢板具有良好的综合力学性能。调质处理工艺为：淬火温度900℃～960℃，保温时间3-5min/mm；回火温度620℃～680℃，保温时间4-10min/mm。

本发明提供了一种核电站安全壳贯穿件用特厚高强度钢板及其生产方法，其有益效果如下：

(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。钢板轧制+调质处理+模拟焊后热处理后-7℃冲击吸收能量保持在100J以上。

(2)本发明钢种经调质和模拟焊后热处理后，不同状态下均具有良好的强韧性。调质热处理+模拟焊后热处理后的钢板常温抗拉强度≥655MPa，-150℃常温抗拉强度≥590MPa。

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、模铸、轧制、热处理。

轧制：模铸钢锭加热温度≥1220℃，开轧温度≥1150℃，精轧阶段至少连续3个道次压下率达到25％以上,轧后自然冷却；

热处理：钢板轧后采用调质处理，具体工艺为：淬火温度900℃～960℃，保温时间3-5min/mm；回火温度620℃～680℃，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工艺参数见表3。本发明实施例钢的性能见表3。本发明实施例钢盐雾腐蚀试验结果见表4。

表1本发明实施例钢的成分(wt％)

元素	C	Si	Mn	P	S	Ni	Cr	Mo	Als	Cu	V	Nb	N	B
															例1	0.16	0.25	1.25	0.009	0.003	0.72	1.21	0.55	0.028	0.005	0.003	0.017	0.003	0.0017
例2	0.18	0.27	1.33	0.007	0.004	0.71	1.31	0.61	0.031	0.007	0.003	0.021	0.002	0.0013
															例3	0.18	0.27	1.37	0.007	0.004	0.68	1.19	0.57	0.031	0.006	0.004	0.021	0.002	0.0013
例4	0.19	0.27	1.41	0.007	0.003	0.77	1.27	0.62	0.026	0.007	0.002	0.015	0.003	0.0021

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工艺参数

编号	淬火温度℃	保温时间min/mm	回火温度℃	保温时间min/mm
					例1	1241	23	1112	903
例2	1237	22	1100	910
					例3	1245	22	1121	921
例4	1250	20	1137	919

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 (2)

1.一种核电站安全壳贯穿件用特厚高强度钢板，其特征在于，该钢板的成分按重量百分比计如下：0.1％5-0.20％的C；0.15％-0.45％的Si；1.20％-1.60％的Mn；≤0.010％的P；≤0.005％的S；0.65％-0.80％的Ni；1.15％-1.55％的Cr；0.40％-0.70％的Mo；≤0.005％的V；0.010％-0.030％的Nb；≤0.030％的Cu；0.015％-0.035％的Als；≤0.005％的N；0.0010％-0.0030％的B，余量为Fe和不可避免的杂质。

2.一种权利要求1所述的一种核电站安全壳贯穿件用特厚高强度钢板的生产方法，包括冶炼、模铸、轧制、热处理；其特征在于：

轧制：模铸钢锭加热温度≥1220℃，开轧温度≥1150℃，精轧阶段至少连续3个道次压下率达到25％以上,轧后自然冷却；

热处理：钢板轧后采用调质处理，具体工艺为：淬火温度900℃～960℃，保温时间3-5min/mm；回火温度620℃～680℃，保温时间4-10min/mm。