一种核反应堆安全壳封头及筒体用钢制造技术

本发明专利技术公开一种核反应堆安全壳封头及筒体用钢，钢的化学成分重量百分比为：≤0.20％的C；0.15％-0.55％的Si；0.90％-1.60％的Mn；≤0.025％的P；≤0.025％的S；≤0.60％的Ni；≤0.30％的Cr；≤0.30％的Mo；≤0.04％的Nb；≤0.07％的V；≤0.35％的Cu，要求V+Nb≤0.08％，其余含量为Fe及不可避免杂质，钢中碳当量为0.40％-0.44％，碳当量计算公式CE＝C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+(Ni+Cu)/15，控制钢中非金属夹杂物，A、B、C、D类夹杂≤1.5级。本发明专利技术有效地保证钢板具有较高强度同时，还具有均匀、稳定的韧性，尤其在经过长时间消应力处理后，钢板的强度不会得到明显下降，仍然可以满足指标要求。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术属于黑色金属材料，特别涉及核电站设备的钢制安全壳封头及筒体用钢。
技术介绍
核能作为一种经济、安全、清洁、高效能源，已逐渐为世界各国所接受并大力开发。 我国从2005年开始更是加快了核电开发的力度，到目前为止在建的各类百万千瓦级核电机组已达观座，成为世界上在建核电机组最多的国家。在众多的百万千瓦级核电机组中， 我国从美国西屋公司引进的非能动第三代核电技术——AP1000大型先进压水堆，不仅是当前世界上较为先进的核电技术，同时也是我国未来核电机组建造和发展的趋势。反应堆钢制安全壳是AP1000技术独有的安全防护设施。主要作用包括两个方面 一是作为包容带放射性物质的主要设备，能够防止放射性物质向外扩散；二是属于AP1000 非能动安全壳冷却系统的主要设备，是控制核岛内温度的重要保证。与发达国家相比，我国核电发展过程虽然相对缓慢，但在AP1000先进压水堆的引进及建造方面已走到世界前列，因此在其特有的反应堆安全壳封头及筒体用钢的生产及制造技术方面没有任何经验可循。同时该钢种性能要求不仅全面而且严格既有常温、低温性能要求，还要进行高温性能检验；既要检验钢板调质处理后的性能，还要保证长时间消应力处理后性能保持稳定；另外在兼顾钢板强度、韧性同时，还要具有良好的焊接性能，这也是反应堆安全壳封头及筒体用钢最为关键也是难度较大的控制环节。同时从实际生产技术来看，国内外目前尚未见到同类研究的相关报道。核反应堆安全壳封头及筒体用钢目前在国内只有少数钢厂能够生产，而实际生产过程中主要存在以下两个方面问题一是经过长达10小时以上的消应力处理后，钢板强度明显下降，尤其抗拉强度已低于指标要求；二是钢板的冲击韧性不均勻，冲击值离散、波动大，从而造成钢板最终性能合格率下降。产生上述问题的主要原因一是在生产过程中，由于过分地追求钢板的焊接性能而将碳当量控制在0. 39%以下；二是实际生产过程中，钢中气体及非金属夹杂物含量并没有得到充分地降低，从而使钢板的冲击韧性发生离散。
技术实现思路
本专利技术提供了一种核反应堆安全壳封头及筒体用钢，通过合理地控制钢中的碳当量、降低钢中气体及非金属夹杂物含量，可有效地保证钢板具有较高强度同时，还具有均勻、稳定的韧性，尤其在经过长时间消应力处理后，钢板的强度不会得到明显下降，仍然可以满足指标要求。本专利技术的目的是这样实现的，一种核反应堆安全壳封头及筒体用钢，其化学成分重量百分比为彡 0. 20% 的 C ；0. 15% -0. 55% 的 Si ；0. 90%-1. 60% 的Mn ；彡 0. 025% 的 P ； 彡 0. 025% 的 S ；彡 0. 60% 的Ni ；彡 0. 30% 的 Cr ；彡 0. 30% 的Mo ；彡 0. 04% 的Nb ；彡 0. 07% 的V ；< 0. 35%的Cu，同时要求V+Nb ^ 0. 08%,其余含量为!^e及不可避免杂质。上述成分中重点控制钢中碳当量为0. 40% -0. 44%。3碳当量计算公式CE = C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+(Ni+Cu)/15，下同。同时控制钢中非金属夹杂物，保证A、B、C、D类夹杂彡1.5级(按ASTME45方法A 进行检验，下同)。采用上述成分设计理由如下(I)C 钢中C含量是保证钢板强度的主要元素，C含量偏低，强度满足不了要求，C 含量大于0.20%会降低钢的可焊性，同时会提高辐照脆化性。因此本专利技术要求钢中C含量彡0. 20%，最佳控制范围为0. 07% -0. 14%。(2) Si =Si是强化元素，但Si高增加辐照脆性，所以应把Si含量控制在低限为好。 本专利技术要求钢中Si含量彡0. 55%，最佳控制范围为0. 20% -0. 40%。(3) Mn:钢中Mn元素除了起强化基体作用外，还能有效地提高钢的淬透性，但Mn含量较高时，有使钢的晶粒粗化倾向，并增加回火脆化敏感性。因此本专利技术要求钢中Mn含量控制在0. 80% _1.50%，最佳控制范围为1. 20% -1.50%。(4)Ni =Ni能够明显改善钢的低温韧性，同时提高厚截面钢板的淬透性，但由于Ni 是扩大Y相的元素，降低钢的A3温度，因此在热应力作用下使晶格畸变增多，辐照效应较大，因此本专利技术要求钢中Ni含量< 0. 60%，最佳控制范围为0. 35% -0. 55%。(5)Cr :Cr在钢中能显著改善钢的抗氧化作用，增加抗腐蚀能力。同时缩小奥氏体相区，提高钢的淬透性能。但Cr还会显著提高钢的脆性转变温度，促进回火脆性，因此本专利技术要求钢中Cr含量彡0. 35%，最佳控制范围为0. 10% -0. 20%。(6) Mo 主要作用是提高耐热性和减少回火脆性，本专利技术要求钢中Mo含量彡0. 30， 最佳控制范围为0. 10% -0. 30%。(7)V、Nb 核电用钢要求是细晶粒钢。细晶粒钢比粗晶粒钢辐照脆性小，钢中加入 V或Nb均有细化晶粒、提高晶粒粗化温度，因此本专利技术要求钢中V含量< 0. 07%、Nb含量 (0. 05%，最佳控制范围分别为0. 02% -0. 06%和0.01% -0. 03%。(8)Cu =Cu是对辐照脆化最有害的元素，本专利技术要求钢中的Cu含量< 0. 10%。(9)P:辐照试验表明，P对辐照脆化亦非常敏感，同时P含量较高，也易于在钢中加剧中心偏析及中心疏松的产生，因此要求钢中的P含量越低越好，本专利技术要求P含量 ^ 0. 012%。(IO)S=S在钢中形成S化物夹杂，降低了钢的冲击韧性，影响焊接性能，同时加剧中心偏析、疏松等缺陷的产生，因此本专利技术要求钢中S含量< 0. 003%。(11)气体N、H、0 总体来讲，它们对钢的性能均有害，同时还会增加辐照脆化效应，因此希望把它们的含量降低到最低水平。本专利技术要求钢中HSl. 5ppm、0 ( 30ppm、 N 彡 60ppm。本专利技术提供的一种核反应堆安全壳封头及筒体用钢板，厚度在40_50mm，宽度及长度可根据实际需求进行生产。与现有技术相比，有益效果如下一是控制钢中碳当量在0. 40% -0. 44%，可有效地保证钢板调质处理后屈服强度在480-M0MPa、抗拉强度在620-670MPa(按ASTM A370检验，下同)；调质处理后的钢板再经过593-620°C、长达10小时的消应力处理后，其强度略有下降，但平均屈服强度在 470MPa、平均抗拉强度在600MPa左右，完全满足核反应堆安全壳封头及筒体用钢的要求。二是经调质处理后，钢板冲击吸收能量(_45°C )基本控制在270-380J(按ASTM4A370检验，下同)，较为均勻、稳定，同样满足核反应堆安全壳封头及筒体用钢的要求。具体实施例方式实施例一本实施例的核反应堆安全壳封头及筒体用钢，按重量百分比包含以下组分 0. 07% 的 C ;0· 45% 的 Si ；1. 50% 的 Mn ；0. 010% 的 P ；0. 0015% 的 S :0. 45% 的 Ni ；0. 17% 的 Cr 0. 16%的Mo ；0. 02%的Nb ；0. 04%的V ;0. 01 %的Cu，其余含量为！^e及不可避免杂质。 连铸成厚度为300mm铸坯，最终轧制成42mm厚钢板。按上述成分，碳当量(CE)为0· 42本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：王勇，张起生，苏春霞，孙殿东，董恩龙，臧绍双，
申请(专利权)人：鞍钢股份有限公司，
类型：发明
国别省市：