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

本发明专利技术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；应用本发明专利技术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。

An extra thick high strength steel plate for containment penetration of nuclear power plant and its production method

【技术实现步骤摘要】
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
本专利技术属于金属领域，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。
技术介绍
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本文档来自技高网...

【技术保护点】
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。/n

【技术特征摘要】
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...

【专利技术属性】
技术研发人员：孙殿东，王勇，胡海洋，段江涛，李黎明，王爽，颜秉宇，胡昕明，欧阳鑫，石锋涛，
申请(专利权)人：鞍钢股份有限公司，
类型：发明
国别省市：辽宁;21