[发明专利]一种核电压力容器用钢及其制造方法

说明书

技术领域

本发明涉及核电用钢领域，具体涉及一种核电压力容器用钢及其制造方法，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℃)冲击韧性和300℃瞬时拉伸性能及模拟焊后热处理后稳定的机械性能。

背景技术

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、性能更好的锰钼系低合金高强度钢所代替，随着核壳体壁厚进一步增加，锰钼系低合金高强度钢的韧性不足显露出来，因此，锰钼镍系钢替代了锰钼系钢，热处理工艺也从正火+回火改为淬火+回火，以进一步改善钢的韧性及综合机械性能。

目前各国核电用钢相关专利主要集中在低合金高强度钢、耐热钢、不锈钢上。低合金高强度钢主要用于腐蚀环境较轻的构件上，耐热钢、不锈钢主要用于腐蚀环境较重的构件上。为了确保核电构件的安全，所有核构件中如壳体、压力容器、回路系统等用钢必须保证中温、高温下的力学性能、抗应力腐蚀裂纹性、低的中子辐射脆化敏感性及优良的焊接性能等。为了达到上述性能要求，各国的发明专利成分体系都集中在加入大量Cr、Ni、Mo、V等贵金属合金元素上，通过各合金元素在钢中的作用及与热处理工艺(正火+回火、淬火+回火热处理等)相结合来获得稳定组织、优良的机械性能、焊接性能、抗应力腐蚀性能及低的中子辐射脆化敏感性。

钢中合金元素含量增加虽然可以得到优良的机械性能和焊接性能，但是对于一般的核反应堆构件用钢来说，如果应用合金元素较多的高强钢、不锈钢或耐热钢，不仅增加了材料的制造难度，而且也增加了产品的制造成本，因此其不具有较好的经济效益和社会效益。在此前提下，控制合金元素含量，研发低成本且工艺简单的核构件用钢是社会经济和钢铁工业发展的必然趋势。

发明内容

本发明目的在于提供一种核电压力容器用钢及其制造方法，可以满足核电压力容器结构件或衬件用钢板，钢板厚度在2.5～16mm，具有晶粒细小的铁素体+珠光体组织，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℃)冲击韧性和300℃瞬时拉伸性能及模拟焊后热处理后稳定的机械性能。

为达到上述目的，本发明的技术方案是：

一种核电压力容器用钢，其成分重量百分比为：C：0.05～0.20％、Si：0.10～0.40％、Mn：0.75～1.60％、P≤0.012％、S≤0.010％、Cr：0.15～0.60％、Nb：0.010～0.040％、Alt：0.030～0.050％、Ti：0.008～0.030％，N：0.003～0.012％，Ca：0.0010～0.0050％，Sn≤0.003％、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免的杂质；且Alt/N≥2。

优选的，本发明所述核电压力容器用钢，其化学成分重量百分比为：C：0.08～0.20％、Si：0.10～0.40％、Mn：0.80～1.60％、P＜0.011％、S＜0.010％、Cr：0.15～0.60％、Nb：0.013～0.040％、Alt：0.027～0.060％、Ti：0.008～0.030％、N：0.003～0.010％，Ca：0.0010～0.0050％，Sn≤0.003％、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免的杂质；且Alt/N≥2。

更优选的，本发明所述核电压力容器用钢，其化学成分重量百分比为：C：0.08～0.18％、Si：0.10～0.30％、Mn：1.00～1.60％、P＜0.010％、S＜0.010％、Cr：020～060％、Nb：0013～0040％、Alt：0027～0060％、Ti：0012～0.030％、N≤0.008％、Ca：0.0010～0.0050％，Sn≤0.003％、Sb≤0.002％、As≤0.003％，其余为Fe和不可避免的杂质；且Alt/N≥2。