[发明专利]一种三代核电关键设备用钢及其制造方法

说明书

本发明涉及一种三代核电关键设备用钢，按重量百分比包含如下组分：0.14～0.22％的C，0.15～0.35％的Si，1.10～1.65％的Mn，P≤0.008％，S≤0.005％，0.20～0.40％的Cr，0.35～0.65％的Ni，0.20～0.40％的Mo，0.01～0.04％的V，Cu≤0.25％，H≤1.5ppm，其余含量为Fe和不可避免的杂质。采用电炉冶炼、LF+VD炉外精炼、真空处理及浇注、锻造工艺进行生产；钢锭加热温度1200℃～1250℃，保温时间＞2h；钢锭采用高温、大压下量的轧制方式，开轧温度≥1150℃，终轧温度≥900℃，轧后自然冷却；冷却完成的钢板进行调质处理，调质工艺为：淬火温度880～920℃，保温时间1～3min/mm，回火温度635～665℃，保温时间2～4min/mm，得成品钢板。本发明钢种经调质和模拟焊后热处理后，两种状态下均具有较好的强韧性水平。

技术领域

本发明涉及黑色金属材料领域，特别涉及一种三代核电关键设备用钢及其制造方法。

背景技术

随着能源的日益缺乏，清洁能源越来越受到各个国家的关注，尤其是具有清洁、安全、高效、稳定特点的核电能源。近年来，世界各国一直致力于发展核电，使得核电站的建设取得了很大的发展。据报道，截止到2016年中国核电机组装机容量将超过3400万千瓦，成为世界核电装机容量第四的国家。随着“一带一路”战略布局的实施，核电专用的钢板也得到了更大的发展机遇和发展空间。

核电用钢是指用于核电站的核岛、常规岛、电站辅助设备等设备制造用的钢铁材料。其中关键设备用钢主要包括反应堆压力容器用钢、蒸汽发生器用钢、稳压器用钢、安全壳用钢等。三代核电技术与标准的第二代反应堆相比，其中核岛关键设备具有明显的变化，通过简化及加大部件的尺寸，增大了设备的容量并减少了焊缝，有效地提高了安全性和经济性，对于核电用钢的要求也逐步向着超宽、超厚、超重发展。此外，核岛关键设备用钢由于长期工作在高温、高压、腐蚀等环境中，因此要求其具有严格的化学成分控制、良好的强韧性匹配、低的脆化转变温度、良好的组织稳定性、良好的可焊接性以及在反应堆辐照条件下的应具有优良的抗辐照脆化敏感性。

第三代压水堆核电站关键设备用钢主要采用的是ASME SA508或RCC-M 18MND5，抗拉强度大都控制在550～650Mpa之间，降低了由于合金元素的加入所造成的辐照脆化敏感性。但作为关键设备用材料，还需检验其在长时间消应力处理后的高温拉伸性能，而上述钢种在长时间消应力处理或者高温状态下的强度都会有所下降，难以满足三代核电关键设备用钢的需求。从力学性能指标来看，厚度规格为140mm的18MND5钢板经调质处理后，屈服强度(R_el)和抗拉强度(R_m)分别为501MPa和619MPa(指标要求R_el≥450MPa、R_m≥600-720MPa)可见，钢板经调质处理后，强度完全满足指标要求，但抗拉强度偏下限，在经过长时间模拟焊后热处理后，其强度指标均会下降20～30MPa，无法满足核电关键设备用钢的要求。

申请号为201010211184.8，名为“高韧性高延性低辐照脆化核电承压设备用钢”的专利公开了一种高韧性高延性低辐照脆化核电承压设备用钢及其制造方法。包括下述重量百分比含量的化学成分组成：0.08～0.15％的C，0.20～0.35％的Si，S≤0.005％，P≤0.012％，0.80～1.60％的Mn，0.01～0.05％的Alt，0.008～0.015％的Ti，N≤0.010％，其余为Fe及不可避免的杂质。该发明采用控轧态和正火态的制造方法，制造方法轧制工艺简单，钢板产品合格率高，屈服强度处于285～375MPa，抗拉强度处于460～490MPa，能很好适应大生产要求。但该发明中强度指标偏低，并没有考虑钢板的模拟焊后热处理后力学性能，不足以满足三代核电关键设备用钢的需求。