一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢及其制造方法技术

本发明专利技术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；本发明专利技术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。

【技术实现步骤摘要】
一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢及其制造方法
本专利技术属于材料领域，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。
技术介绍
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。本专利技术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专利技术专利中，存在着钢质纯净度不足，强度低、低温韧性本文档来自技高网...

【技术保护点】
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：0.15％-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。/n

【技术特征摘要】
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：0.15％-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。

【专利技术属性】
技术研发人员：胡海洋，王勇，孙殿东，段江涛，李黎明，冷松洋，王爽，颜秉宇，胡昕明，欧阳鑫，
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