[发明专利]一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法

说明书

本发明涉及一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢板成分：C：0.06％～0.12％；Si：0.25％～0.40％；Mn：1.60％～2.0％；P≤0.010％；S≤0.005％；Cu：0.35％～0.55％；Cr：0.41％～0.60％；Mo：0.60％～1.25％；V：0.020％～0.050％；Nb：0.010％～0.030％；Ti：0.050％～0.080％；Al：0.025％～0.050％；[O]≤8ppm；[H]≤1.5ppm，余量为Fe和不可避免的杂质。钢质纯净度高、强度高、低温韧性好、晶粒细小、组织性能均匀稳定，满足新一代压水堆核电站对安全壳设备用钢的高标准要求。

技术领域

本发明涉及高强钢技术领域，尤其涉及一种厚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一些二代加的机组外，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，对建造核电站的钢铁材料的要求也随之提高，其中对钢板室温拉伸抗拉强度下限的要求就达到655MPa以上。

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。本发明提供了一种30mm～60mm厚高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，成品钢具有高强度、良好的塑韧性、晶粒度达11级或更细、组织均匀稳定等优点，完全可以满足新一代核电机组钢制安全壳用钢的要求。

国内现有的同类钢存在综合性能差、强度低等问题，并且与本发明所述钢的成分设计、工艺设计均不相同。

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”，钢板厚度10-60mm，成分设计为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，适用于目前三代核电机组安全壳，但无法满足新一代大型核反应堆安全壳用钢的强度要求。

申请号为200980152846.4的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”，钢板成分设计为：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。制造采用再结晶控制+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。其成分设计与本发明不同，制造工艺也不同，而且强度较低，未明确记载钢板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。其成分设计与本发明不同，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安全性能不足。