[发明专利]一种先进压水堆核电站用高均质化超厚钢板及其制造方法

说明书

本发明提供了一种先进压水堆核电站用高均质化超厚钢板及其制造方法，该钢板的成分按重量百分比计如下：C：0.1％～0.35％；Mn：0.30％～1.50％；P≤0.010％；S≤0.005％；Cr：0.10％～3.30％；Ni:0.10％～3.90％；Mo:0.01％～0.60％；V：0.001％～0.020％；Cu：0.01％～2.10％；Ca≤0.030％；Ti：0.001％～0.020％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法包括冶炼、连铸、组坯、轧制、调质；应用本发明生产的钢板调质处理态和模拟焊后热处理后‑20℃冲击吸收能量分别保持在122J以上和107J以上；钢板厚度1/2和1/4处的抗拉强度≤25MPa。

技术领域

本发明属于金属材料领域，尤其涉及一种先进压水堆核电站用高均质化超厚钢板及其制造方法。

背景技术

目前国内运行的核电站主要为压水堆核电站，核电站中的一些特厚和超厚的钢板一般均采用大钢锭锻造来生产，但这种工艺也存在较大的问题就是常常出现“做二保一”，大钢锭内部存在严重的化学成分偏析、晶粒组织粗大和非金属夹杂物超标的情况，制造后的设备经常因材料本身的不均匀性的遗传效应导致设备材料的性能不合格，这一问题严重影响设备的制造周期和稳定性。

本发明通过原始坯料的高温加热、特殊的高温轧制工艺和高轧钢速度设计来去除材料内部化学成分偏析、晶粒组织粗大和非金属夹杂物超标的现象，结合在合金元素方面的设计，再配合适宜的轧制和热处理工艺，从而保证钢板在不同状态下的性能满足要求。

目前生产的核电超厚规格用钢的相关专利文献如下：

(1)“一种三代核电站高剪切强度特厚复合钢板及其制造方法”(专利号：ZL201810890483.5)，该发明为一种异质复合钢板的制造方法，该种复合板其复合效果良好，单张复合板厚度可达110mm，界面的剪切强度在400MPa以上，探伤可满足GB/T 8165《不锈钢复合钢板和钢带》标准结合率I级要求，即100％结合。但该发明的钢板为一种碳钢+不锈钢的复合板，目的为防腐蚀，并不能满足特厚钢板的要求。

(2)“一种压力容器用厚规格钢板的调制处理方法”(申请号：201010154420.7)为山西太钢不锈钢股份有限公司发明的一种压力容器用厚规格钢板调质处理方法，它包括下述依次的步骤：Ι淬火将钢板加热到920℃～930℃，保温45～55分钟，再进行淬火处理；Ⅱ回火处理将淬火后的钢板加热到630℃～650℃保温40～50分钟，取出钢板冷却到室温；Ⅲ二次淬火将加热钢板加热到920℃～930℃，保温50～60分钟，将钢板进行淬火处理；Ⅳ二次回火将二次淬火后的钢板在室状炉内，要求温度控制波动不大于±5℃，加热到615℃～625℃保温40～50分钟，取出自然冷却到室温。该发明中采用两次调质处理将钢板的抗拉强度R_m提高到630MPa，延伸率A提高到20～23％，而发明采用一次调质处理即可达到甚至超过其强度，并且能够大幅降低成本。

(3)宝山钢铁股份有限公司申请的名为“核电站安全壳用厚钢板及其制造方法”(申请号：201210269122.1)公开的钢板成分中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。但是该发明中钢板的最大厚度为60mm，同时没有提供150℃或200℃高温拉伸指标。

发明内容