【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及工程用钢，尤其涉及一种高放射性废物处置容器用钢及其制备方法。
技术介绍
1、随着核工业的迅速发展，核能使用过程中产生的核废料的安全处置问题也随之而来。其中高放废物放射性强、发热量大、毒性大、半衰期长，所造成的危害严重且持续时间久，处理困难。
2、对于处置容器材料的性能需求主要包括：在处置库多重屏障系统中的机械性能坚稳性、在缓冲/回填材料+地下水+放射性废物的多元处置环境下的耐蚀性与抗辐照性能以及满足处置容器制备的可焊性等。世界各国对于处置容器材料方面进行了大量研究，其中德国、法国、日本等国主要研究对象为低碳钢和低合金钢如tste355碳钢、jis sf340a碳钢等。国内的研究也主要集中在低碳钢上，这是由于低碳钢强度大、加工成型性能好、加工技术成熟、价格低廉、放射线辐照脆化的敏感性低，焊接性能好。低碳钢在天然水环境中具有一定的腐蚀速率，易于对处置罐在服役环境中的使用寿命进行预测。如果低碳钢按均匀腐蚀模式以较低的速率进行腐烛，则只要设计足够的厚度就可以达到处置工程对处置容器腐蚀寿命的要求。从而可以进行单一材料的单一结构设计，这可以避免复合金属罐因异种金属接触形成腐蚀电偶对所造成的问题。然而我国目前主要研究的处置容器用钢如q235低碳钢，强度和韧性较低，力学坚稳性较差，同时在模拟地质处置环境下的耐蚀性较差，难以满足高放废物处置容器服役寿命要求。
技术实现思路
1、鉴于上述的分析，本专利技术旨在提供一种高放射性废物处置容器用钢及制备方法，用以解决现有的低碳钢体系
2、本专利技术的目的主要是通过以下技术方案实现的：
3、一方面，本专利技术提供了一种高放射性废物处置容器用钢按质量百分含量计，其化学成分包括：c、0.06-0.08％，si、0.15-0.35％，mn、0.30-0.60％，ni、2.0-3.0％，cr、0.60-1.00％，p≤0.010％，s≤0.005％，稀土元素、0.002-0.004％，余量为fe及不可避免的杂质。
4、可选地，所述稀土元素为ce。
5、可选地，所述钢的显微组织为回火马氏体组织。
6、可选地，所述钢的屈服强度≥490mpa、断后伸长率≥27.0％、-20℃冲击功≥80j。
7、另一方面，本专利技术还提供了一种高放射性废物处置容器用钢的制备方法，用于制备上述的高放射性废物处置容器用钢，包括以下步骤：
8、步骤1：按照设计的合金成分冶炼，得到钢坯；
9、步骤2：对钢坯进行热轧，得到热轧板；
10、步骤3：对热轧板依次进行淬火、回火，得到高放射性废物处置容器用钢。
11、可选地，所述步骤2中，热轧包括粗轧和精轧。
12、可选地，粗轧的开轧温度为1050-1100℃，终轧温度为950-1000℃。
13、可选地，精轧的终轧温度为850-900℃。
14、可选地，所述步骤3中，淬火的冷却速度为5℃/min。
15、可选地，淬火包括：将钢板加热到900-1000℃，保温1-2h，之后水淬至室温。
16、可选地，回火包括：将淬火后的钢板加热到550-650℃，保温0.5-1h后空冷至室温。
17、与现有技术相比，本专利技术至少可实现如下有益效果之一：
18、(1)本专利技术采用成分设计与微观组织调控(采用淬火+回火的调质热处理工艺)相结合的理念，可以生成耐蚀性较高的马氏体组织(现有技术用于高放射性废物处置容器用钢的显微组织为铁素体+珠光体)，从而综合提升材料的耐腐蚀性能、力学性能、焊接加工性、抗辐照性能等性能。
19、(2)本专利技术通过采用辐照敏感性较低的ni、cr而非辐照敏感的cu作为耐均匀腐蚀元素，提高处置容器材料腐蚀电位，在处置库有氧阶段生成nife2o4、cr2o3等保护性腐蚀产物。另外，淬透性元素ni、cr通过固溶作用提高材料强度，结合淬火+回火热处理工艺得到了具有较高强韧性匹配的回火马氏体组织(现有技术用于高放射性废物处置容器用钢的微观组织为铁素体+珠光体)，保证了处置容器在处置库多重屏障系统内的机械性能坚稳性，单一的回火马氏体组织不会形成腐蚀电偶，进一步提高了材料的耐均匀腐蚀性能。
20、此外，由于本专利技术加入了ni、cr等合金元素，为材料性能提供了一定的裕量，因此可以在降低c含量的前提下提高材料的焊接成形性。
21、(3)通过控制杂质元素s、p的含量降低夹杂物的含量。通过在合金成分中加入稀土元素的设计，进一步对夹杂物进行改性处理，降低容器材料夹杂物诱发局部腐蚀倾向，从而保证了处置容器材料在处置环境下不发生局部腐蚀并具备较低的均匀腐蚀速率。
22、(4)本专利技术的高放射性废物处置容器用钢，具有较高的力学性能，例如，屈服强度rel≥440mpa、断后伸长率a≥27％、-20℃的冲击功kv2≥80j(法国采用的tste355rel≥355mpa、a≥21％、室温kv2≥34j；国内研究的q235rel≥235mpa、a≥26％、-20℃kv2≥27j)，在模拟处置环境中具有较好的耐腐蚀性能(腐蚀速率≤50μm/a)，以及较好的焊接性(碳当量≤0.58，现有的tste355碳当量为0.55，q235碳当量为0.45)，满足高放射性废物处置容器的综合性能需求。
23、本专利技术中，上述各技术方案之间还可以相互组合，以实现更多的优选组合方案。本专利技术的其他特征和优点将在随后的说明书中阐述，并且，部分优点可从说明书中变得显而易见，或者通过实施本专利技术而了解。
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1.一种高放射性废物处置容器用钢，其特征在于，按质量百分含量计，其化学成分包括：C 0.06-0.08％，Si 0.15-0.35％，Mn 0.30-0.60％，Ni2.0-3.0％，Cr 0.60-1.00％，P≤0.010％，S≤0.005％，稀土元素0.002-0.004％，余量为Fe及不可避免的杂质。
2.根据权利要求1所述的高放射性废物处置容器用钢，其特征在于，所述稀土元素为Ce。
3.根据权利要求1所述的高放射性废物处置容器用钢，其特征在于，所述钢的显微组织为回火马氏体组织。
4.根据权利要求1所述的高放射性废物处置容器用钢，其特征在于，所述钢的屈服强度≥490MPa、断后伸长率≥27.0％。
5.根据权利要求4所述的高放射性废物处置容器用钢，其特征在于，所述钢的-20℃冲击功≥80J。
6.一种高放射性废物处置容器用钢的制备方法，其特征在于，用于制备权利要求1-5任一项所述的高放射性废物处置容器用钢，包括以下步骤：
7.根据权利要求6所述的制备方法，其特征在于，所述步骤2中，热轧包括粗轧和精轧。
8.根据权利要求7所述的制备方法，其特征在于，粗轧的开轧温度为1050-1100℃，终轧温度为950-1000℃。
9.根据权利要求7所述的制备方法，其特征在于，精轧的终轧温度为850-900℃。
10.根据权利要求6所述的制备方法，其特征在于，所述步骤3中，淬火的冷却速度为5℃/min。
...【技术特征摘要】
1.一种高放射性废物处置容器用钢，其特征在于，按质量百分含量计，其化学成分包括：c 0.06-0.08％，si 0.15-0.35％，mn 0.30-0.60％，ni2.0-3.0％，cr 0.60-1.00％，p≤0.010％，s≤0.005％，稀土元素0.002-0.004％，余量为fe及不可避免的杂质。
2.根据权利要求1所述的高放射性废物处置容器用钢，其特征在于，所述稀土元素为ce。
3.根据权利要求1所述的高放射性废物处置容器用钢，其特征在于，所述钢的显微组织为回火马氏体组织。
4.根据权利要求1所述的高放射性废物处置容器用钢，其特征在于，所述钢的屈服强度≥490mpa、断后伸长率≥27.0％。
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【专利技术属性】
技术研发人员：周乃鹏，柴锋，潘涛，罗小兵，
申请(专利权)人：钢铁研究总院有限公司，
类型：发明
国别省市：
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