[发明专利]一种核电站耐高温压力容器用钢及其制造方法

说明书

本发明提供了一种核电站耐高温压力容器用钢及其制造方法，该钢的成分按重量百分比计如下：C：＜0.1％；Si≤0.30％；Mn：1.01％～2.00％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni≤0.49％；Cr：0.50％～0.80％；Mo≤0.40％；Nb：0.041％～0.055％；Als≤0.012％；B：0.0011％～0.0029％；ZrO₂：0.001％～0.005％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、轧制、调质；应用本发明生产的钢板调质处理和模拟焊后热处理后‑20℃冲击吸收能量保持在111J以上，压力容器用钢钢板调质处理态和模拟焊后热处理后钢板常温下抗拉强度≥620MPa，350℃高温下抗拉强度≥550MPa，450℃高温下抗拉强度≥450MPa。

技术领域

本发明属于金属材料领域，尤其涉及一种核电站耐高温压力容器用钢及其制造方法。

背景技术

目前国内运行的核电站主要为压水堆核电站，压水堆核电站主要由蒸汽供应系统(一回路系统)、汽轮发电系统(二回路系统)及其他辅助系统组成，核电站压力容器用钢属于核一级产品，该类材料由于其应用环境的特殊性其服役过程中要承受到堆芯中子轰击而引起的辐照脆化，由于一回路的蒸汽热量的原因钢板还需要耐高温的要求，还需要良好的强韧匹配，同时均需焊接组成所以钢板也需要满足一定的模拟焊后热处理性能。

因此，核电站耐高温压力容器用钢的机械性能要求较多和非常严格。随着华龙一号和CAP1400示范项目的开展，核电技术的全面国有化已经实现，同时对核岛设备用钢的要求逐渐明确，我们也需对该类材料进行细致的研究。

本发明通过设计单位对核电压力容器用钢性能的需求，进而在合金元素方面进行了设计，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。

目前生产的核反应堆安全壳用钢的相关专利如下：

专利文献《抗拉强度大于690MPa级的核容器用钢及生产方法》(申请号：201110117614.4)公开了一种核容器用钢板的生产方法，其化学元素质量百分含量为：C≤0.08％、Si:0.15～0.50％、Mn:1.30～1.60％、Alt:0.01～0.05％、Ni:0.42～0.70％、Mo:0.32～0.60％、Cr:0.10～0.30％、Ti:0.01～0.04％，控制元素:P≤0.008％,S≤0.005％,N≤0.005％,Cu≤0.03％,V≤0.007％,Sn≤0.005％,Sb≤0.005％,As≤0.010％,Pb≤0.005％其余为Fe及不可避免的杂质。该发明的钢板屈服强度≥570MPa，抗拉强度：690～860MPa，-20℃冲击≥100J。但该发明的化学成分与本发明存在区别，并且该发明的化学成分要求较为严格，会增加冶炼控制难度和成本，同时该发明中并没有考虑钢板的长时间模拟焊后热处理后力学性能，并不能确保核容器用钢的需求。

专利文献《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。该对比文件与本发明存在本质区别，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％，而本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。