[发明专利]一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板及其制造方法

说明书

一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板及其制造方法，钢中化学成分按重量百分比计含有：C0.10％‑0.17％、Si0.15％‑0.35％、Mn 1.10％‑1.60％、P≤0.015％、S≤0.008％、Ni 0.20％‑0.60％、Cr 0.20％‑0.50％、Mo 0.65％‑0.95％、Al 0.015％‑0.035％、Nb 0.032％‑0.045％、Cu≤0.050％、V≤0.020％；其余含量为Fe和不可避免的杂质。本发明通过化学成分优化和工艺参数的合理设计，具有优良的低温韧性指标。钢板经轧制+调质处理+模拟焊后热处理后‑45℃冲击吸收能量同样保持在较高的水平。

技术领域

本发明属于黑色金属材料技术领域，尤其涉及一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板及其制造方法。

背景技术

我国目前的电力结构中，火力发电依然占据主要地位，尽管近几年来，我国风力发电、水力发电以及核能发电占比逐渐提升，但从稳定性、经济性以及环保等综合因素考虑，核能发电作为高效、清洁与经济的发电方式具有明显的优势。核电的大力发展一方面可以减少我国对于石油、天然气等海外能源依赖，另一方面还可以进一步优化我国的能源结构，提升我国的绿色发展质量。实现以“华龙一号”、“CAP1400”为代表的具有自主知识产权的三代先进压水堆核电站示范工程的成功建设和长期安全运行，进一步带动和促进我国核电研发、设计、制造、建造等技术体系的形成，是我国具备可持续创新和发展能力的又一次飞跃。

核反应堆安全壳是三代核电机组防止核泄漏的最后一道安全屏障，位置极为重要，也是核电机组中用钢量最大的装备。目前三代先进压水堆核电站安全壳用钢主要采用ASME规范SA-738Gr.B以及EN标准中P265GH等钢种，但上述钢种已难以满足大型先进三代压水堆核电站建设的大型化、减量化以及安全性等要求。

结合大型先进三代核反应堆安全壳的制造要求，开发新一代安全壳封头用高强度钢板具有现实意义，关键指标提升在于以下三个方面：一是钢板调质处理加模拟焊后热处理极限服役环境下(-45℃)夏比冲击功仍需到达68J以上；二是对钢板的加工性能提出了严格的要求；三是钢板需要在调质处理加模拟焊后热处理的情况下具有良好的高温拉伸强度。

目前生产的核反应堆安全壳用钢的相关专利如下：

申请号为201210282831.3，公开号为CN 102776441A的专利文件公开了“一种第三代核电站反应堆安全壳用钢板及其制造方法”，C：0.08-0.12％，Si：0.15-0.55％，Mn：0.90-1.50％，P≤0.007％，S≤0.004％，Ni：0.10-0.50％，Cr：0.0-0.30％，Mo：0.10-0.35％，V：0.010-0.050％，Nb：0.010-0.030％，Ti：0.008-0.035％，Alt：0.020-0.050％，N≤0.006％，Nb+V≤0.08％，余量为Fe和不可避免杂质。采用该方法制造的钢板，其碳含量低、其抗拉强度达到600MPa以上，耐200℃高温性能，成本低廉、焊接性能优良。但是该专利文件说明书中实施例中钢板的最大厚度为45mm，并且说明书中没有提供钢板模拟焊后热处理后性能以及钢板弯曲性能。

申请号为201210269122.1，公开号为CN 102766805 A的专利文件公开了一种“核电站安全壳用厚钢板及其制造方法”，C：0.06-0.15％，Si：0.10-0.40％，Mn：1.0-1.5％，Mo：0.10-0.30％，P≤0.012％，S≤0.003％，Alt：0.015-0.050％，Ni：0.20-0.50％；以及V≤0.050％，Ti≤0.030％，Cr≤0.25％，Nb≤0.030％，Ca：0.0005-0.0050％中的至少一种；余量为Fe和不可避免杂质。该发明的方法所述的核电站安全壳用厚钢板具有高强度，高韧性度，并且在低温情况下母材及热影响区都具有良好的冲击韧性，适合应用于核电站安全壳制造领域。但是该文件权利要求书中钢板的最大厚度为60mm，说明书中没有提供150℃或200℃高温拉伸指标。