CN111394547B - 一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢及其制造方法 - Google Patents
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Abstract
本发明提供了一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢及其制造方法，该钢的成分按重量百分比计如下：C：0.15％‑0.20％；Si：0.15％‑0.30％；Mn：0.80％‑1.30％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.65％‑1.10％；Cr：0.10％‑0.30％；Mo：0.15％‑0.40％；Cu：0.15％‑0.20％；Alt：0.02％‑0.04％；Sn≤0.005％；Sb≤0.0007％；As≤0.008％；Pb≤0.0005％，[o]≤8ppm，[H]≤1.5ppm，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、铸坯同质复合、加热、轧制、热处理；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。
Description
技术领域
本发明属于材料领域，尤其涉及一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢及其制造方法。
背景技术
核能是一种清洁型能源，随着人们对于环境保护要求的不断提高和能源需求的不断增长，核能发电在整个国家发电体系的位置也越来越受到重视。同时随着核电技术的不断更新发展，新一代核电站对安全性的要求大幅度提高，对建造核电站的钢铁材料的要求也随之提高。
反应堆安全壳是压水堆核电站的重要组成部分，是整个核电机组安全保护的最后一道屏障，位置极其关键，因此也要求该钢种具有良好力学性能(尤其是低温韧性)、严格的探伤要求、较高的钢质洁净度、良好的抗消应力处理性能等。但随着核电机组功率不断增加(到第四代核电技术)，现有安全壳用钢如继续使用，势必要在原来的基础上厚度进一步增加，但带来的诸多问题(焊接，吊运等)导致其已不能满足实际使用需求。本发明特厚高强度反应堆安全壳用钢具有优异的强韧性，完全可以满足第四代核电站以及三代大型压水堆核电站用钢的要求。
现有关于此类钢种的发明专利中，存在着钢质纯净度不足，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“一种低成本高强钢Q690D及其中温回火生产方法”(申请号：201710618170.X)，成分设计没有针对核电站承压设备用钢的使用要求进行设计，没有对有害元素(H、O)以及残余元素(Sn、As等)进行严格控制，不能保证具有低辐照脆化效应。两阶段控制轧制+DQ在线淬火+400～500℃中温回火的生产工艺无法保证钢板具有均匀的组织结构，从而易造成钢板的高温拉伸性能较差，更无法保证模拟焊后热处理态性能。
发明《核电站安全壳用厚钢板及其制造方法》(申请号：201210269122.1)公开一种10-60mm厚核电站安全壳用厚钢板及其制造方法，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％，化学成分设计上与本发明有所不同，而且钢板屈服强度468～649MPa，抗拉强度585～705MPa，强度较低，不适用于第四代核电站。
发明《用于核反应堆安全壳的高强度铜板及其制造方法》(申请号：200980152846.4)，钢板屈服强度621～648MPa，抗拉强度670～700MPa，强度较低，而且未明确钢板高温拉伸性能及模拟焊后热处理性能。
发明“一种特厚钢板的生产方法”(申请号：200910187778.7)公开了一种特厚板的生产方法。设计板坯化学成分的质量百分比为C：0.10～0.16％，Si：0.25-0.35％，Mn：1.25-1.55％，P≤0.02％，S≤0.005％，Nb：0.03-0.05％，V：0.02-0.04％，Ti：0.005-0.015％，Als：0.015-0.045％，其余为Fe和不可避免的杂质。该发明采用C-Mn的成分设计，不添加Ni、Cr元素，热轧生产，成品钢板抗拉强度485～530MPa，强度偏低，起不到安全壳制造过程中的减量化作用。
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核反应堆安全壳用特厚规格高强钢及其制造方法，通过低合金成分设计、真空复合焊接，以及适宜的加热、轧制、热处理工艺，生产的钢板具有良好的抗辐照脆化性，以及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、Z向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。
本发明发明目的是这样实现的：
一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢，该钢的成分按重量百分比计如下：C：0.15％-0.20％；Si：0.15％-0.30％；Mn：0.80％-1.30％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.65％-1.10％；Cr：0.10％-0.30％；Mo：0.15％-0.40％；Cu：0.15％-0.20％；Alt：0.02％-0.04％；Sn≤0.005％；Sb≤0.0007％；As≤0.008％；Pb≤0.0005％，[o]≤8ppm，[H]≤1.5ppm，余量为Fe和不可避免的杂质。
采用上述成分设计理由如下：
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。
(1)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0.15-0.30％。
(2)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。而且锰在钢中也起到一定的固溶强化作用，能提高钢板的强度和硬度，以及淬透性。过多的锰易造成于偏析，恶化钢的性能。因此实际生产中Mn含量控制在0.80-1.30％。
(4)P：是一种损害低温韧性的元素，因此磷的含量越低越好，但考虑到炼钢条件和成本，本发明要求控制钢中的P≤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：能提高钢的强度，而又保持良好的塑性和韧性，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0.65-1.10％。
(7)Cr：能提高钢的强度和硬度，但也会降低钢的塑性和韧性。使钢具有良好的高温抗氧化性和耐氧化性介质腐蚀的作用。含量过高时，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：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0.15-0.40％。
(9)Cu：铜能提高强度和韧性，能提高钢中奥氏体的稳定性，所以可提高可淬性和淬透性，同时由于安全壳的加工与安装处于近海洋大气环境下，加入一定含量的Cu，使钢板具有一定的耐候性，但铜含量过高将导致塑性显著下降，因此本发明设计Cu：0.15-0.20％。
(10)Alt：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0.02-0.04％。
(11)Sn,Sb,As,Pb：均为钢中残余元素，对钢板的辐照脆化性影响较大，在可控范围内，含量越少越好。
(12)H和O：氢和氧在钢中是有害元素，钢中溶有氢会引起钢的氢脆、白点等缺陷。氧易在钢中形成氧化物夹杂，降低钢的强度和塑性。
本发明技术方案之二是提供一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢的制造方法，包括冶炼、连铸、铸坯同质复合、加热、轧制、热处理；
冶炼、连铸：铁水采用预处理，同时为控制钢中P、S等元素含量，保证钢质的纯净度，冶炼过程中，采用转炉双联法进行生产，再经过LF、RH处理；钢水经过转炉冶炼及炉外精炼处理后，进行连铸。连铸过程中严格控制中包钢水浇注温度，保持铸坯拉速稳定；同时在浇注过程中采用氩封保护，在铸坯凝固末端投入轻压下，以充分改善铸坯内在质量，提高等轴晶比例；连铸坯厚度为300mm。
铸坯同质复合：利用两块连铸坯进行同质复合。
加热：铸坯复合后装炉，随炉升温，升温速率为45-70℃/h，升温到1200-1250℃后保温7-12h。
轧制：钢坯出炉后进行除鳞，开轧温度为1100-1150℃，采用慢速大压下量轧制，钢板轧制完成后下线堆垛缓冷。
热处理：钢板解垛后进行调质热处理，淬火保温温度为900-940℃，保温时间为2-5min/mm，回火温度为620-650℃，保温时间为3-6min/mm，回火后出炉空冷。
本发明提供了一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢及其制造方法，有益效果如下：
(1)冶炼中严格控制P、S、H、O以及残余元素Sn、As等含量，钢质纯净度高，能有效降低钢板的辐照脆化性。
(2)钢板采用复合坯轧制，压缩比大于3，轧制钢板厚度为110-150mm，强度级别达到650MPa。
(3)采用本发明所生产的钢板组织性能均匀，组织为回火索氏体，具有良好的组织稳定性。
(4)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。调质热处理后的钢板室温拉伸屈服强度≥650MPa，抗拉强度≥750MPa，伸长率≥20％；-7℃冲击功≥200J；150℃拉伸屈服强度≥600MPa，抗拉强度≥700MPa；模拟焊后热处理后，室温拉伸屈服强度≥600MPa，抗拉强度≥700MPa，伸长率≥20％，-7℃冲击功≥200J；150℃拉伸屈服强度≥550MPa，抗拉强度≥650MPa。完全可以满足新一代核电用钢的使用要求。
(5)附图说明
图1为本发明实施例1显微组织金相图。
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，进行冶炼、连铸、铸坯同质复合、加热、轧制、热处理。
加热：铸坯复合后装炉，随炉升温，升温速率为45-70℃/h，升温到1200-1250℃后保温7-12h；
轧制：钢坯出炉后进行除鳞，开轧温度为1100-1150℃，钢板轧制完成后下线堆垛缓冷；
热处理：钢板解垛后进行调质热处理，淬火保温温度为900-940℃，保温时间为2-5min/mm，回火温度为620-650℃，保温时间为3-6min/mm，回火后出炉空冷。
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。本发明实施例钢的性能见表3。本发明实施例钢模拟焊后热处理态性能见表4。
表1本发明实施例钢的成分(wt％)
表2本发明实施例钢的主要工艺参数
表3本发明实施例钢的性能
表4本发明实施例钢模拟焊后热处理态性能
备注：模拟焊后热处理试验工艺：温度：605℃；升降温速率：425℃以上升降温速率不大于90℃/h；保温时间：10h。
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 (1)
1.一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢，其特征在于，该钢的成分按重量百分比计如下：C：0.16%-0.20%；Si：0.22%-0.30%；Mn：0.80%-0.96%；P≤0.010%；S≤0.005%；Ni：0.91%-1.10%；Cr：0.25%-0.30%；Mo：0.15%-0.35%；Cu：0.15%-0.19%；Alt：0.029%-0.04%；Sn≤0.005%；Sb≤0.0007%；As≤0.008%；Pb≤0.0005%，[o]≤8ppm，[H]≤1.5ppm，余量为Fe和不可避免的杂质；
所述的一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢的制造方法，包括冶炼、连铸、铸坯同质复合、加热、轧制、热处理；
加热：铸坯复合后装炉，随炉升温，升温速率为45-70℃/h，升温到1220-1250℃后保温7-12h；
轧制：钢坯出炉后进行除鳞，开轧温度为1100-1120℃，钢板轧制完成后下线堆垛缓冷；
热处理：钢板解垛后进行调质热处理，淬火保温温度为900-920℃，保温时间为2-5min/mm，回火温度为620-630℃，保温时间为4-6min/mm，回火后出炉空冷。
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