[发明专利]一种薄规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法

说明书

本发明涉及一种薄规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢板包含如下成分：C：0.05％～0.10％；Si：0.15％～0.25％；Mn：0.50％～0.80％；P≤0.010％；S≤0.005％；Cr：0.15％～0.40％；Mo：0.30％～0.75％；V：0.05％～0.07％；Nb：0.02％～0.04％；Ti：0.025％～0.050％；N：0.020％～0.035％；Alt：0.020％～0.040％；[O]≤8ppm；[H]≤1.5ppm。钢板的生产工艺为冶炼—连铸—加热—控制轧制—在线淬火—回火热处理；钢板组织为稳定的回火索氏体，晶粒度为10～12级，组织均匀稳定，具有良好的力学性能和工艺性能。

技术领域

本发明涉及一种高强钢技术领域，尤其涉及一种薄规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法。

背景技术

安全是核电发展的前提，除了正在运行的第二代核电机组需要进行延寿及补充性修建二代加的机组外，目前新一批的核电建设重点是更安全、更先进的第三代核电机组。新一代核电站对安全性的要求大幅度提高，对建造核电站用的钢铁材料的要求也随之提高。

核反应堆安全壳设备系统是三代压水堆核电站的重要组成部分，是整个核电机组的安全防护罩。建造核反应堆安全壳设备系统所需的钢材必须具有良好的综合性能和模拟焊后热处理性能。本发明所述一种薄规格高强度核反应堆安全壳用钢具有良好的强韧性，稳定的组织结构，完全可以满足压水堆核电机组钢制安全壳用钢的要求。

国内现有的此类钢产品存在着综合性能差，强度低等问题，并且与发明所述钢板的化学成分设计、工艺设计都不相同。

申请号为201210269122.1的中国专利申请公开了一种“核电站安全壳用厚钢板及其制造方法”，其厚度为10～60mm，其化学元素质量百分含量为：C：0.06-0.15％；Si：0.1-0.4％；Mn：1.0-1.5％；P≤0.012％；S≤0.003％；Ni：0.2-0.5％；Cr≤0.25％；Mo：0.1-0.3％；V≤0.05％；Nb≤0.03％；Ti≤0.03％；Al：0.015-0.05％；Ca：0.0005-0.005％，钢板制造则采用热轧+离线调质的工艺。其化学成分设计与本发明有所不同，而且其获得的钢板拉伸屈服强度为468～649MPa，抗拉强度为585～705MPa，总体强度偏低，无法满足新一代核反应堆安全壳用钢的需求。

申请号为200980152846.4中国发明专利公开了一种“用于核反应堆安全壳的高强度钢板及其制造方法”，其钢板化学成分为：C：0.03-0.20％；Si：0.15-0.55％；Mn：0.9-1.5％；Al：0.001-0.05％；P≤0.030％；S≤0.030％；Cr≤0.30％；Mo≤0.20％；Ni≤0.60％；V≤0.07％；Nb≤0.04％；Ti:0.005-0.025％；N：0.0020-0.0060％；B：0.0005-0.0020％，Ca：5ppm-50ppm，余量的Fe和不可避免的杂质。其采用再结晶控制+离线调质的方式，获得的钢板拉伸屈服强度621～648MPa，抗拉强度670～700MPa。其钢板化学成分与本发明不同，制造工艺不同，而且其钢板的相对强度较低，没有记载钢板的高温拉伸性能及模拟焊后热处理性能。

申请号为201911119756.7的中国专利申请公开了“一种核电站安全壳用SA738Gr.B钢板及其制造方法”，其化学成分及质量百分比为C≤0.20％，Si：0.13-0.60％，Mn：0.9-1.6％，Ni≤0.6％，Cr≤0.3％，Nb≤0.05％，Cr≤0.35％，V≤0.08％，Ti≤0.03％，其余为Fe和不可避免的杂质。其采用两阶段控制轧制+离线淬火的工艺，成品钢板厚度为101mm。其钢板化学成分与本发明不同，制造工艺不同，成品钢板拉伸强度与本发明相差不大，但塑韧性偏低，且不稳定，用于制造核反应堆安全壳的安全性能不足。