CN116121645B - 一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢的成分包含C：0.10～0.14％；Si：0.20～0.40％；Mn：1.9～2.3％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.41～0.60％；Mo：0.96～1.20％；V：0.06～0.09％；Ti：0.02～0.04％；Al：0.04～0.07％；N：0.007～0.01％；[O]≤20ppm；[H]≤1.5ppm。采用两阶段控制轧制+离线调质热处理，钢板室温拉伸强度≥730MPa，屈服强度≥650MPa，断后伸长率≥23％；250℃高温拉伸抗拉强度＞690MPa，屈服强度＞610MPa；‑45℃冲击功≥200J；TNDT≤‑50℃。钢板在经保温温度为615℃，保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持着良好的力学性能，满足新一代大型压水堆核电机组安全壳对高强钢的使用要求。

Description

一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法
技术领域
本发明属于金属材料领域，特别涉及一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法。
背景技术
核电机组的大型化发展对建造用材的要求不断提高，其中用于建造AP1000、CAP1400等核电机组钢制安全壳的SAMESA-738Gr.B钢已无法完全满足使用要求。
核反应堆安全壳设备系统是AP1000、CAP1400等三代压水堆核电站的重要组成部分，是整个核电机组的安全防护罩。目前该设备建造用钢抗拉强度级别在585MPa，随着核电机组的大型化发展趋势，该强度级别已无法满足使用要求，需要提升到685MPa以上，但同时钢的塑韧性不能降低。
国内现有关于此类钢的发明专利中，存在着综合性能差，强度低等问题，
例1：发明“一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢及其制造方法”(CN111394547A)公开了一种110-150mm厚核反应堆安全壳用高强钢及其制造方法，成分设计为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％。该发明钢板制造采用两块连铸坯真空复合+热轧+离线调质的工艺，成分设计采用高C+低Mn+Ni+Cr+Mo体系。
例2：发明“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”(CN111020405A)公开了一种20-90mm厚压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板及其制造方法，钢的成分设计为C：0.10-0.17％；Si：0.15-0.35％；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％，其余为Fe和不可避免的杂质。该发明钢板采用再结晶控轧+离线调质的方式制造，成分设计上，该发明采用Ni+Cr+Mo低合金成分体系，并添加了Nb微合金化处理。
例3：发明“核电站安全壳用厚钢板及其制造方法”(CN102766805A)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％。该发明钢板制造则采用普通热轧+离线调质的工艺，该发明最终获得的钢板拉伸屈服强度为468～649MPa，抗拉强度为585～705MPa，强度较低，只适用于目前三代核电机组安全壳，但无法满足新一代大型压水堆核电机组钢制安全壳用钢的强度要求。
例4：发明“用于核反应堆安全壳的高强度钢板及其制造方法”(CN102264936A)，发明钢的成分设计为：C：0.03-0.20％；Si：0.15-0.55％；Mn：0.9-1.5％；Al：0.001-0.05％；P≤0.030％；S≤0.030％；Cr≤0.30％；Mo≤0.20％；Ni≤0.60％；V≤0.07％；Nb≤0.04％；Ti:0.005-0.025％；N：0.0020-0.0060％；B：0.0005-0.0020％，Ca：5ppm-50ppm，余量的Fe和不可避免的杂质。制造采用再结晶控轧+离线调质的方式，获得钢板拉伸屈服强度621～648MPa，抗拉强度670～700MPa，钢板强度较低，且未明确钢板高温拉伸性能及模拟焊后热处理性能。成分设计上采用低Mn+选择性添加Ni、Cr、Mo等元素，并添加了适量Ti、N、B。
发明内容
本发明目的是为了弥补现有技术缺陷，提供了一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢板具有高强度(Rm≥730MPa，Rp0.2≥650MPa)，良好的低温韧性(-45℃KV2≥200J)和抗脆断性能(TNDT≤-50℃)，组织性能均匀稳定，可以满足新型大型压水堆核电机组安全壳用钢的高标准要求。
本发明提供的一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢，按重量百分比包含如下成分：C：0.10～0.14％；Si：0.20～0.40％；Mn：1.9～2.3％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.41～0.60；Mo：0.96～1.20％；V：0.06～0.09％；Ti：0.02～0.04％；Al：0.04～0.07％；N：0.007～0.01％；[O]≤20ppm；[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：碳是钢中最经济的强化元素，在淬火中促进贝氏体和马氏体的形成，与V、Ti等合金元素形成细小弥散的碳化物时，可以起到显著的析出强化作用，从而有效提高钢板的强韧性。碳含量过高，对钢的塑韧性和焊接性能影响不利，因此本发明钢中C含量设计为0.10～0.14％。
Si：在本发明中起到固溶强化的作用，可提高钢板的淬透性，本发明Si含量控制在0.20～0.40％。
Mn：在本发明中的作用主要有：1)脱氧剂和脱硫剂；2)固溶于铁素体和奥氏体中，扩大奥氏体相区，扩大奥氏体再结晶轧制窗口，并起到一定的固溶强化作用；3)降低马氏体转变温度，提高钢板的淬透性；4)与Mo配合使用，提高钢板的回火稳定性，改善钢的力学性能。锰过高会增加钢板的内应力，并损坏钢板的焊接性能。因此本发明设计Mn含量为1.9～2.3％。
P：是钢中有害元素，会导致组织偏析，并对低温韧性有明显的不利影响，因此含量越低越好，但考虑到炼钢条件和成本，本发明要求控制钢中的P≤0.010％。
S：是钢中有害元素，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，因此本发明要求S≤0.005％。
Ni：用于提高钢板的低温韧性，对于本发明钢板来说，由于厚度较大，加入一定量的Ni有利于厚度截面性能的均匀性；此外，本发明加入的Ni还用于扩大奥氏体区，稳定奥氏体，提高钢板的组织均匀性。本发明Ni含量控制为0.41～0.60％。
Mo：本发明加入了较多的钼，主要作用有：1)起一定的固溶强化作用，提高钢板的强度；2)提高钢板的淬透性，促进沿厚度截面马氏体的生成和均匀化；3)与Mn配合使用，提高钢板的回火稳定性，改善钢的力学性能；4)抑制碳化物的聚集长大，提高碳化物的稳定性，促进碳化物弥散分布，从而提高钢的强度和性能稳定性；5)提高钢板的热强性。本发明Mo含量设计为0.96～1.20％。
V：在控制轧制中用于析出V(CN)，钉扎晶界，细化晶粒；在淬火热处理中固溶于奥氏体，用于提高钢板的淬透性。本发明V含量控制为0.06～0.09％。
Ti：用于形成细小Ti(CN)质点，改善铸态组织，提高奥氏体粗化温度，细化晶粒。本发明钢中Ti含量为0.02～0.04％。
Al：起到一定的脱氧作用，同时用于生成细小AlN，促进V的固溶，提高钢的淬透性，以及细化晶粒，改善钢板的强韧性。本发明Al含量控制在0.04～0.07％。
N：0.007～0.01％：用于形成氮化物；用于提高钢板的高温强度；用于改善钢板的抗脆断性能，降低无塑性转变(NDT)温度；本发明N含量设计为0.007～0.01％。
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，因此本发明控制[H]≤1.5ppm，[O]≤20ppm。
本发明提供的一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，包括转炉冶炼，连铸，加热，轧制，热处理，具体内容如下：
连铸坯在步进炉中加热，加热温度为1200～1250℃，加热时间为3-4h；
连铸坯加热后，轧制采用两阶段控制轧制，第一阶段再结晶区轧制，开轧温度为1100～1150℃，前3道次单道次变形量≥40mm，之后单道次压下率＞12％，终轧温度为980-1020℃，轧制中间坯厚度＞2t，t为成品钢板厚度，终轧后空冷待温10～20s，然后采用辊道间冷却水以10～20℃/s的速率进行快冷处理；第二阶段未再结晶区轧制，开轧温度为850～880℃，累积变形量＞60％，终轧温度为730-750℃，轧制成品钢板厚度为60～100mm，轧后钢板下线堆垛缓冷时间＞24h；
钢板采用离线调质热处理，其中淬火保温温度为930～950℃，保温时间为1～2min/mm，淬火冷却速率控制在15～20℃/s；回火保温温度为630～670℃，保温时间为2～4min/mm，出炉后空冷。
进一步地，所述转炉冶炼采用转炉双联法生产，控制钢中P≤0.010％，S≤0.005％，再经过LF、RH炉外精炼处理，控制钢中[H]≤1.5ppm，[O]≤20ppm，钢中非金属夹杂物≤1.0级。
进一步地，所述连铸中控制中间包过热度为30±5℃，控制拉坯速度为0.8～1.0m/min。
进一步地，在连铸末端采用电磁搅拌和轻压下方式，电磁搅拌电流为350～380A，频率为7～9Hz，轻压下量为6～8mm。
进一步地，连铸坯厚度为300～400mm，下线后堆垛缓冷30小时以上。
本发明提供了一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，与现有技术相比，有益效果如下：
本发明通过转炉双联法冶炼及连铸工序的有效控制，获得了一种钢质纯净(非金属夹杂物≤1.0级)，偏析低(≤1.0级)，铸态组织均匀的大厚度(300～400mm)高锰(1.9～2.3％)低合金钢连铸坯。
本发明钢化学成分设计采用低C+高Mn+Ni+Mo体系，并进行V、Ti、N微合金化处理，结合二阶段控制轧制+离线调质工艺，获得了一种晶粒细小(9级或更细)，性能优异的全截面回火索氏体组织特厚钢板。
通过化学成分和生产工艺的一体化创新设计，采用本发明技术方案生产的60～100mm钢板，室温拉伸强度≥730MPa，屈服强度≥650MPa，断后伸长率≥23％；250℃高温拉伸抗拉强度＞690MPa，屈服强度＞610MPa；-45℃冲击功≥200J；TNDT≤-50℃。钢板在经保温温度为615℃，保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持良好的力学性能，其中室温拉伸强度≥706MPa，屈服强度≥628MPa，断后伸长率≥23％；250℃高温拉伸抗拉强度＞680MPa，屈服强度＞590MPa；-45℃冲击功≥215J；TNDT≤-50℃，完全满足新一代大型压水堆核电机组安全壳对高强钢的使用要求。
附图说明
图1为本发明实施例钢板的全厚度截面典型金相组织图(回火索氏体)。
具体实施方式
本发明提供的一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，包括转炉冶炼，连铸，加热，轧制，热处理，具体内容如下：
本发明钢采用转炉双联法生产，控制钢中P≤0.010％，S≤0.005％，再经过LF、RH炉外精炼处理，控制钢中[H]≤1.5ppm，[O]≤20ppm，保证钢中非金属夹杂物≤1.0级。连铸中，控制中间包过热度为30±5℃，提高钢液流动性，便于浇铸，同时在连铸末端采用电磁搅拌和轻压下方式，电磁搅拌电流为350～380A，频率为7～9Hz，轻压下量为6～8mm，并控制拉坯速度为0.8～1.0m/min，降低较高Mn含量带来的成分偏析，同时改善铸态组织，提高组织均匀性，为钢板获得良好的质量奠定基础。连铸坯优选厚度为300～400mm，下线后堆垛缓冷30小时以上，进一步降低偏析在1.0级以下，同时促进组织均匀化，并消除铸坯内部缺陷。
连铸坯在步进炉中加热，加热温度为1200～1250℃，加热时间为3-4h，保证铸坯内外加热温度一致，奥氏体化充分均匀。加热中钢中高熔点TiN可以有效阻止奥氏体晶粒的长大。
连铸坯出炉后进行高压水除鳞，去除表面氧化铁皮，改善表面质量。轧制采用两阶段控制轧制，第一阶段再结晶区轧制，开轧温度为1100～1150℃，前3道次单道次变形量≥40mm，之后单道次压下率＞12％，轧制中间坯厚度＞2t，t为成品钢板厚度，终轧温度为980-1020℃。
再结晶轧制采用在高温区大于临界变形量的大压下量轧制，增加变形奥氏体的再结晶数量，促进完全再结晶的发生，同时利用Ti(C N)、AlN等析出物阻止晶粒长大。
终轧后空冷待温10～20s，促进再结晶和组织均匀化。然后采用辊道间冷却水以10～20℃/s的速率进行快冷处理，缩短待轧时间，避免再结晶晶粒长大。
第二阶段未再结晶区轧制，开轧温度为850～880℃，累积变形量＞60％，终轧温度为730-750℃。采用低温大压下的方式，有利于轧后奥氏体向铁素体相变形核，增加形核位置，达到细化铁素体晶粒的目的。轧制成品钢板厚度为60～100mm。
轧后钢板下线堆垛缓冷，缓冷时间＞24h，缩小钢板内外温差，降低冷却速率，改善板形，促进组织和析出物均匀化，提高钢板性能稳定性。
钢板采用离线调质热处理，其中淬火保温温度为930～950℃，保温时间为1～2min/mm，淬火冷却速率控制在15～20℃/s，较高的淬火温度，利于V的固溶，提高钢板的淬透性，同时保证奥氏体化充分均匀。回火保温温度为630～670℃，保温时间为2～4min/mm，出炉后空冷。钢板在适宜的回火工艺下，马氏体转变为稳定的回火索氏体，同时，促使碳化物析出和弥散分布，改善钢板的强韧性。
一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，具体实施方式如下：各实施例化学成分如表1所示，各实施例钢的工艺参数如表2所示，各实施例钢板性能如表3和表4所示。
表1各实施例钢冶炼化学成分(％)
表2各实施例钢的工艺参数
表3钢板调质态性能
从各实施例取样进行模拟焊后热处理试验，工艺为：保温温度615℃，保温时间10h，420℃以上升降温速率不大于80℃/h。检验性能见表4。
表4钢板模拟焊后热处理后的性能

Claims (9)

1.一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢，其特征在于，按重量百分比包含如下成分，C：0.10~0.14%；Si：0.20~0.40%；Mn：1.9~2.3%；P≤0.010%；S≤0.005%；Ni：0.41~0.60%；Mo：0.96~1.20%；V：0.06~0.09%；Ti：0.02~0.04%； Al：0.04~0.07%；N：0.007~0.01%；[O]≤20ppm；[H]≤1.5ppm，余量为Fe和不可避免的杂质；钢板晶粒度为9级或更细，全厚度截面组织为回火索氏体。
2.根据权利要求1所述的一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢，其特征在于，钢板厚度为60mm-100mm。
3.根据权利要求1所述的一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢，其特征在于，调质态钢板室温拉伸强度≥730MPa，屈服强度≥650MPa，断后伸长率≥23%；250℃高温拉伸抗拉强度＞690MPa，屈服强度＞610MPa；-45℃冲击功≥200J；TNDT≤-50℃。
4.根据权利要求1所述的一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢，其特征在于，钢板经保温温度为615℃，保温时间为10h，420℃以上升降温速率不大于80℃/h的模拟焊后热处理后，室温拉伸强度≥706MPa，屈服强度≥628MPa，断后伸长率≥23%；250℃高温拉伸抗拉强度＞680MPa，屈服强度＞590MPa；-45℃冲击功≥215J；TNDT≤-50℃。
5.一种权利要求1~4任一项权利要求所述的特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，包括转炉冶炼，连铸，加热，轧制，热处理，其特征在于，
连铸坯在步进炉中加热，加热温度为1200~1250℃，加热时间为3-4h；
连铸坯加热后，轧制采用两阶段控制轧制，第一阶段再结晶区轧制，开轧温度为1100~1150℃，前3道次单道次变形量≥40mm，之后单道次压下率＞12%，终轧温度为980-1020℃，轧制中间坯厚度＞2t，t为成品钢板厚度，终轧后空冷待温10~20s，然后采用辊道间冷却水以10~20℃/s的速率进行快冷处理；第二阶段未再结晶区轧制，开轧温度为850~880℃，累积变形量＞60%，终轧温度为730-750℃，轧制成品钢板厚度为60~100mm，轧后钢板下线堆垛缓冷时间＞24h；
钢板采用离线调质热处理，其中淬火保温温度为930~950℃，保温时间为1~2min/mm，淬火冷却速率控制在15~20℃/s；回火保温温度为630~670℃，保温时间为2~4min/mm，出炉后空冷。
6.根据权利要求5所述的特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，其特征在于，所述转炉冶炼采用转炉双联法生产，控制钢中P≤0.010%，S≤0.005%，再经过LF、RH炉外精炼处理，控制钢中[H]≤1.5ppm，[O]≤20ppm，钢中非金属夹杂物≤1.0级。
7.根据权利要求5所述的特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，其特征在于，所述连铸中控制中间包过热度为30±5℃，控制拉坯速度为0.8~1.0m/min。
8.根据权利要求5所述的特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，其特征在于，在连铸末端采用电磁搅拌和轻压下方式，电磁搅拌电流为350~380A，频率为7~9Hz，轻压下量为6~8mm。
9.根据权利要求5所述的特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，其特征在于，连铸坯厚度为300~400mm，下线后堆垛缓冷30小时以上。
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