一种核电站耐高温压力容器用钢及其制造方法技术

本发明专利技术提供了一种核电站耐高温压力容器用钢及其制造方法，该钢的成分按重量百分比计如下：C：＜0.1％；Si≤0.30％；Mn：1.01％～2.00％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni≤0.49％；Cr：0.50％～0.80％；Mo≤0.40％；Nb：0.041％～0.055％；Als≤0.012％；B：0.0011％～0.0029％；ZrO2：0.001％～0.005％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、轧制、调质；应用本发明专利技术生产的钢板调质处理和模拟焊后热处理后

【技术实现步骤摘要】
一种核电站耐高温压力容器用钢及其制造方法


[0001]本专利技术属于金属材料领域，尤其涉及一种核电站耐高温压力容器用钢及其制造方法。

技术介绍

[0002]目前国内运行的核电站主要为压水堆核电站，压水堆核电站主要由蒸汽供应系统(一回路系统)、汽轮发电系统(二回路系统)及其他辅助系统组成，核电站压力容器用钢属于核一级产品，该类材料由于其应用环境的特殊性其服役过程中要承受到堆芯中子轰击而引起的辐照脆化，由于一回路的蒸汽热量的原因钢板还需要耐高温的要求，还需要良好的强韧匹配，同时均需焊接组成所以钢板也需要满足一定的模拟焊后热处理性能。
[0003]因此，核电站耐高温压力容器用钢的机械性能要求较多和非常严格。随着华龙一号和CAP1400示范项目的开展，核电技术的全面国有化已经实现，同时对核岛设备用钢的要求逐渐明确，我们也需对该类材料进行细致的研究。
[0004]本专利技术通过设计单位对核电压力容器用钢性能的需求，进而在合金元素方面进行了设计，再配合适宜的轧制和热处理工艺，从而保证钢板在不同状态下的性能满足要求。
[0005]目前生产的核反应堆安全壳用钢的相关专利如下：
[0006]专利文献《抗拉强度大于690MPa级的核容器用钢及生产方法》(申请号：201110117614.4)公开了一种核容器用钢板的生产方法，其化学元素质量百分含量为：C≤0.08％、Si:0.15～0.50％、Mn:1.30～1.60％、Alt:0.01～0.05％、Ni:0.42～0.70％、Mo:0.32～0.60％、Cr:0.10～0.30％、Ti:0.01～0.04％，控制元素:P≤0.008％,S≤0.005％,N≤0.005％,Cu≤0.03％,V≤0.007％,Sn≤0.005％,Sb≤0.005％,As≤0.010％,Pb≤0.005％其余为Fe及不可避免的杂质。该专利技术的钢板屈服强度≥570MPa，抗拉强度：690～860MPa，
‑
20℃冲击≥100J。但该专利技术的化学成分与本专利技术存在区别，并且该专利技术的化学成分要求较为严格，会增加冶炼控制难度和成本，同时该专利技术中并没有考虑钢板的长时间模拟焊后热处理后力学性能，并不能确保核容器用钢的需求。
[0007]专利文献《一种压力容器用厚规格钢板的调制处理方法》(申请号：201010154420.7)为山西太钢不锈钢股份有限公司专利技术的一种压力容器用厚规格钢板调质处理方法，它包括下述依次的步骤：Ι淬火将钢板加热到920℃～930℃，保温45～55分钟，再进行淬火处理；Ⅱ回火处理将淬火后的钢板加热到630℃～650℃保温40～50分钟，取出钢板冷却到室温；Ⅲ二次淬火将加热钢板加热到920℃～930℃，保温50～60分钟，将钢板进行淬火处理；Ⅳ二次回火将二次淬火后的钢板在室状炉内，要求温度控制波动不大于
±
5℃，加热到615℃～625℃保温40～50分钟，取出自然冷却到室温。该对比文件与本专利技术存在本质区别，该专利技术中采用两次调质处理将钢板的抗拉强度R
m
提高到630MPa，延伸率A提高到20～23％，而本专利技术采用一次调质处理即可达到甚至超过其强度，并且能够大幅降低成本。
[0008]专利文献《核电站安全壳用厚钢板及其制造方法》(申请号：201210269122.1)公开的钢板合金成分为：C：0.06
‑
0.15％，Si：0.10
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0.40％，Mn：1.0
‑
1.5％，Mo：0.10
‑
0.30％，P≤
0.012％，S≤0.003％，Alt：0.015
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0.050％，Ni：0.20
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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。该专利技术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。

技术实现思路

[0009]本专利技术的目的在于克服上述问题和不足而提供一种核电站耐高温压力容器用钢及其制造方法，通过成分设计以及与之相配合的加热、轧制、热处理工艺，生产的钢板不仅具有良好的力学性能，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，完全可以满足一种核电站耐高温压力容器用钢的使用要求。
[0010]本专利技术目的是这样实现的：
[0011]一种核电站耐高温压力容器用钢，该钢的成分按重量百分比计如下：C：＜0.1％；Si≤0.30％；Mn：1.01％～2.00％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni≤0.49％；Cr：0.50％～0.80％；Mo≤0.40％；Nb：0.041％～0.055％；Als≤0.012％；B：0.0011％～0.0029％；ZrO2：0.001％～0.005％，余量为Fe和不可避免的杂质。
[0012]所述钢板调质处理和模拟焊后热处理后
‑
20℃冲击吸收能量保持在111J以上，常温下所述钢板抗拉强度≥620MPa，模拟焊后热处理后钢板抗拉强度≥620MPa，350℃高温下钢板抗拉强度≥550MPa，450℃高温下抗拉强度≥450MPa，钢板厚度10
‑
150mm。
[0013]本专利技术成分设计理由如下：
[0014](1)C：C是强化结构钢最有效的元素，它直接影响钢材的强度、塑性、韧性和焊接性能等。因此本专利技术钢在设计成分时要求钢中C＜0.1％。
[0015](2)Si：Si是钢中五大元素之一，能够起到脱氧和固溶强化的作用，硅能促使铸钢中的柱状晶生长，同时也能减小晶体的各向异性，本专利技术要求Si≤0.30％。
[0016](3)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，同时Mn是钢中最主要的合金元素，对钢的综合性能有着较大的影响。因此实际生产中Mn含量控制在1.01％
‑
2.00％。
[0017](4)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，本专利技术要求控制钢中的P≤0.010％。
[0018](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，因此本专利技术要求S≤0.005％。
[0019](6)Ni：一定含量的Ni元素能够降低钢中位错运动阻力，随着位错运动阻力的降低，钢中的应力会松弛，本专利正式利用Ni元素来改基体组织位错和亚结构的方式，从而提高钢的韧性，本专利技术控制钢中Ni≤0.49％。
[0020](7)C本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种核电站耐高温压力容器用钢，其特征在于，该钢的成分按重量百分比计如下：C：＜0.1％；Si≤0.30％；Mn：1.01％～2.00％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni≤0.49％；Cr：0.50％～0.80％；Mo≤0.40％；Nb：0.041％～0.055％；Als≤0.012％；B：0.0011％～0.0029％；ZrO2：0.001％～0.005％，余量为Fe和不可避免的杂质。2.根据权利要求1所述的一种核电站耐高温压力容器用钢，其特征在于，所述钢板调质处理和模拟焊后热处理后
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20℃冲击吸收能量保持在111J以上，压力容器用钢钢板调质处理态和模拟焊后热处理后钢板常温下抗拉强度≥620MPa，350℃高温下抗拉强度≥550MPa，450℃高温下抗拉强度≥450MPa。3.一种权利要求1或2所述的一种核电站耐高温压力容器用钢的制造方法，包括冶炼、连铸、轧制、调质；其特征在于：(1)轧制：分两阶段轧制：第一阶段为再结晶轧制即粗轧，粗轧开轧温度为1150～1250℃，粗轧终轧温度为1100～1200℃；第二阶段为精轧，精轧开轧温度为1000～1150℃...

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