一种核电压力容器用钢及其制造方法技术

一种核电压力容器用钢及其制造方法，包括如下步骤：1)冶炼、铸造板坯，钢的成分重量百分比为：C?0.05～0.20％，Si?0.10～0.40％，Mn0.75～1.6％，Cr?0.15～0.6％，Nb?0.010～0.04％，Ti?0.008～0.03％，Alt0.030～0.050％，Ca?0.0010～0.0050％，N?0.003～0.012％，S≤0.010％，P≤0.012％，Sn≤0.003wt.％、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免杂质，且Alt/N≥2；2)热轧，板坯加热温度1100～1250℃，第一阶段轧制温度950～1020℃，压下率≥80％，第二阶段轧制温度780～900℃，压下率≥60％；3)冷却、卷取，冷却速度4.0～15℃/s，卷取温度590～680℃，通过控轧控冷工艺，获得核电压力容器用钢板的显微组织为细小铁素体+珠光体组织。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及核电用钢领域，具体涉及，可满足核电压力容器结构件或衬件用，钢板厚度在2. 5 16mm，具有晶粒细小的铁素体+珠光体组织，其屈服强度大于265MPa，抗拉强度处于410_590MPa，延伸率超过22%，并拥有优良的低温(-20°C )冲击韧性和300°C瞬时拉伸性能及模拟焊后热处理后稳定的机械性能。
技术介绍
近年来，电力能源结构的变化以及对能源需求的增长，促进了核电用钢的发展。核电用材料重点有三大类，一是锆合金体系，大量用于热中子堆的燃料包壳上；二是钢和镍基合金体系，用于核电包壳、压力容器、回路系统上；三是铝合金系统，常用于研究试验堆中。 核电包壳、压力容器等用材主要集中在不锈钢、耐热钢和镍基合金上，其制造方法以锻件、 管件、棒件为主。在核电发展初期，核反应堆构件用钢主要是碳钢，其化学成分简单，表现出优良的工艺稳定性、低的辐射脆化敏感性和良好的焊接性。但是，随着核反应堆构件向大型化发展，碳钢不足之处越来越明显，如强度低、高温性能差，碳钢逐渐被强度更高、性能更好的锰钥系低合金高强度钢所代替，随着核壳体壁厚进一步增加，锰钥系低合金高强度钢的韧性不足显露出来，因此，锰钥镍本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：华蔚，柏明卓，邢闻，于同文，
申请(专利权)人：宝山钢铁股份有限公司，
类型：发明
国别省市：