[发明专利]一种三代压水堆核电站支吊架用钢及其制造方法

说明书

本发明公开一种三代压水堆核电站支吊架用钢及其制造方法。钢中含有C：0.10％～0.17％、Si：0.25％～0.35％、Mn：0.45％～0.90％、P≤0.015％、S≤0.003％、Ni：0.20％～0.45％、Cr：0.90％～1.10％、Mo：0.30％～0.50％、Ti：0.01％～0.03％、V：0.01％～0.03％、Cu：0.1％～0.3％、B：0.001％～0.005％，其余为Fe和不可避免的杂质。1580～1610℃真空脱气，过热度≥50℃，拉坯速度＞1.5m/min；铸坯加热温度1100～1150℃，开轧温度≥1000℃，终轧温度880～920℃；淬火温度890～920℃，保温时间2.5～4.5min/mm；回火温度620～650℃，保温时间2～4min/mm。产品用于三代压水堆核电站支吊架，低温韧性和强度优良。

技术领域

本发明属于核电设备用钢制造领域，特别涉及到一种三代压水堆核电站支吊架用钢及其制造方法。

背景技术

核级支吊架是核电站的一个重要组成部分，核电站设计对安全性要求很高，支吊架的设计、制造以及安装都要考虑地震载荷所引起的破坏。因此，核级管道支吊架的设计、制造、安装是否合理，它直接影响核电站的运行可靠性，影响核电站建设周期和投资。

在国外，由于核电站发展较快，所以其支吊架的规格、类型、适用范围比较全面。国外几大核电设备制造商长期制造核级管道支吊架，其产品已系列化、标准化，技术成熟，大量应用于各核电厂的设计、建造和维护中，但我国已建和在建的核电站许多核级管道支吊架采用进口产品，三代压水堆核电站机组是在消化、吸收、全面掌握我国引进的第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上，通过再创新开发出具有我国自主知识产权、功率更大的非能动大型先进压水堆核电机组，而核电厂的核级管道支吊架还没有完全形成国产化的体系和标准，制造商对核电规范缺乏了解。随着我国核电事业的大力发展，核电产品市场前景广阔，未来的发展方向应该是形成一套与国际接轨的核电厂用核级管道支吊架的标准、系列，以满足核电站的国产化需要。

核电站中支吊架主要包括横力支吊架、弹簧支吊架、管部件、连接件和根部支承等支承部位，据统计管道支吊架共三万多只，每台三代压水堆核电站机组中，管部件占据了绝大部分，所以与其相匹配的支吊架用钢需要量极大，需要的钢种也较为复杂。由于对三代压水堆核电站机组安全性要求更高，以及核电机组的装机容量日趋增大，对三代压水堆核电站机组支吊架用钢也提出了更高的要求。

目前国内外对核电用钢已形成较多专利：

CN 201510765103.1公开了一种具有抗裂耐腐蚀性能的支吊架的生产工艺，涉及一种锻轧结合的钢材生产工艺，选用合金坯料化学成分的质量百分比为：Cr：28.0％～29.0％，Ni：2.1％～3.3％，C≤0.05％，Mo：3.0％～5.0％，Cu：0.52％～0.54％，Si：0.89％～0.93％，Nb：0.14％～0.16％，Ti：0.097％～0.099％，Ca：0.15％～0.17％，Se：0.05％～0.15％，Te：0.15％～0.19％，S：0.015％～0.025％，P：0.021％～0.023％，镧系稀土：5.5％～6.6％，其余为Fe和不可避免杂质；该钢种为不锈钢，此外，其制造方法为锻造-热处理-机械粗加工-表面涂覆生产工艺，既加增加成本又加长了生产周期。

CN201510312965.9公开了一种耐腐蚀高强度支吊架组件及其制造工艺，生产方法包括下述依次的步骤：轧制：粗轧温度为1270～1290℃，精轧温度为960～980℃，终轧温度为830～850℃，热轧后先采用油冷，以10～12℃/s的冷却速率将钢板冷却至580～620℃，再采用风冷，以6～8℃/s的冷却速率将钢板冷却至330～350℃，最后采用水冷，以3～6℃/s的冷却速率将钢板冷却至室温；该专利中采用控轧控冷的轧制工艺，其中控冷过程分别采用油冷、风冷和水冷三种冷却方式，工艺复杂。