核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢板及其制造方法技术

本发明专利技术公开了一种三代核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢钢板及其制造方法，钢板包含如下成分，C：0.07％

【技术实现步骤摘要】
核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢板及其制造方法


[0001]本专利技术涉及马氏体不锈钢板轧制
，特别涉及一种三代核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢钢板及其制造方法，该马氏体不锈钢中厚板主要适合用于核电站高强韧性支承部件。

技术介绍

[0002]蒸汽发生器是核电的主要设备之一，属于核一级设备，蒸汽发生器中有上万条的并联管道用于蒸汽的传输，这些并联管道的支撑板为一种特殊的马氏体不锈钢。
[0003]蒸汽发生器中的管道工作时的温度约300℃，因此核电蒸汽发生器管道支撑板用马氏体不锈钢需在高温下有较好的高温性能保证，马氏体不锈钢的一个显著特点就是随着钢板厚度的增大其高温拉伸性能的降低极其明显，如何生产出能够保证高温性能的马氏体不锈钢就是主要技术问题，原有技术一般采用短时热处理来尽量保证钢板的高温性能，但这种方法生产出的钢板的韧性很差，由此可见，如何开发出具有良好高温强度和韧性的马氏不锈钢是关键。
[0004]目前国内外对马氏体不锈刚已形成较多专利，与本专利相关的主要包括以下几项：
[0005]申请号为201910821783本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种三代核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢钢板，其特征在于，按重量百分比包含如下成分，C：0.07％
‑
0.15％；Si：0.1％
‑
1.0％；Mn：0.3％
‑
1.00％；P≤0.010％；S：0.02％
‑
0.06％；Ni：0.5％
‑
2.0％；Cr：12％
‑
15％；Mo：0.02％
‑
0.10％；N：0.03％
‑
0.15％；Als：0.01％
‑
0.20％；B：0.0001％
‑
0.0011％；Cu：0.01％
‑
0.2％；ZrO2：0.0001％
‑
0.0010％，余量为Fe和不可避免的杂质。2.根据权利要求1所述的一种三代核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢钢板，其特征在于，钢板宽度为4300
‑
5000mm，厚度为6～70mm。3.根据权利要求1所述的一种三代核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢钢板，其特征在于，钢板室温拉伸屈服强度≥578MPa，抗拉强度≥689MPa，延伸率≥20％；350℃高温拉伸屈服强度≥492MPa，抗拉强度≥569MPa。4.根据权利要求1所述的一种三代核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢钢板，其特征在于，钢板
‑
20℃冲击功≥50J，布氏硬度≥168HB，180
°
弯曲全部合格。5.一种权利要求1～4任一项所述的三代核电站关键设备支撑用马氏体不锈钢钢板的制造方法，包括冶炼、...

【专利技术属性】
技术研发人员：颜秉宇，王永东，王义栋，王勇，孟劲松，孙殿东，杨义忠，王弘昶，应秉斌，李黎明，冷松洋，王海丹，
申请(专利权)人：上海核工程研究设计院有限公司，
类型：发明
国别省市：