[发明专利]一种先进核电机组堆芯壳筒体用钢板及其制造方法

说明书

本发明提供一种先进核电机组堆芯壳筒体用钢板及其制造方法。本发明组分及质量百分比含量为：C：0.10％～0.14％、Si：0.20％～0.30％、Mn：0.30％～0.60％、P≤0.006％、S≤0.002％、Cr：1.65％～1.95％、Mo：0.80％～1.20％、Ni：0.80％～1.20％、Nb：0.04％～0.08％、V：0.10％～0.20％、Ti：0％～0.03％、Alt：0％～0.02％、Ca：0.001％～0.004％、N：0.01％～0.03％、Sn≤0.001％、H≤0.0001％、O≤0.0020％，余量为Fe及不可避免夹杂，抗高温回火脆化系数J＝(Si+Mn)×(P+Sn)×10⁴≤50。本发明提供的钢板及其制造方法能够保证堆芯壳筒体钢板的综合性能要求。

技术领域

本发明涉及金属材料领域，尤其涉及一种先进核电机组堆芯壳筒体用钢板及其制造方法。

背景技术

核能作为世界上清洁高效的能源之一，已经被人类利用了70余年。进入二十一世纪以来，人类频繁的活动和全球经济的发展与能源短缺和极端气候的矛盾日益凸显，在这样全球一体化的背景下，核能的优势显得更加突出。因此和平发展更先进核能仍是时代所趋。目前，核能技术在经历了第一代试验性原型堆、第二代压水堆、第三代先进轻水堆的发展后，包含钠液冷却快堆、气冷快堆、铅液冷却快堆、超高温气冷堆、熔盐反应堆和超临界水冷堆等第四代先进核技术被全球核能专家提出，成为未来核电技术的发展方向。

第四代核能技术的主要特点是安全性更好、经济性更好、核废物量少，同时能有效防止核扩散。因此对核技术和核设备提出了非常高的要求，例如核一级部位的堆芯支承用的结构钢，不仅处于高温和氢环境状态，而且受到快中子的强烈辐照，基体脆化和分解水致氢腐蚀的风险是前几代核电机组的数倍，对关键材料提出了非常高的技术指标要求。因此开发满足第四代先进核电站需求的关键核设备、关键核材料已成为当今世界核能大国迫切需要解决的核心难题。

本发明之前，公开的发明专利“核电反应堆压力容器堆芯筒体锻件热处理工艺方法”(公开号CN2009100557359.1)，从公开的成分、生产方法和有益效果来看，该专利明确牌号为16MND5，该牌号被广泛用于三代核电设备的制造，使用温度为350℃，对于使用温度和技术要求更高的四代核电设备不适用。

上述公开的发明专利主要涉及第三代核电设备所需的金属材料，相对于第四代核电技术所需的关键材料，其特点为高温使用温度相对低、接触环境无氢，焊后热处理时间短、材料力学性能指标相对单一。因此急需开发满足第四代核电站关键设备所需的关键材料。

为此，本发明针对第四代核电装备堆芯壳筒体对钢材纯净度要求高、500℃的高温热强性和断裂韧度、低的NDT温度、优异的抗氢致开裂性能及高温长时间焊后热处理后的组织性能稳定和加工成型好等技术特点，发明满足先进核电机组关键设备所需的新材料和新工艺。

发明内容

根据上述提出的技术问题，而提供一种先进核电机组堆芯壳筒体用钢板及其制造方法。本发明旨在采用全新的化学成分设计和适宜的生产工艺，在中低C、Si、Mn成分基础上，复合添加Cr、Mo、Ni、Nb、V、Ti及N合金元素，严格控制有害元素P、S、Sn及气体O、H含量，配以独特的冶炼、轧制及热处理生产工艺，获得耐500℃高温强度、良好的高温断裂韧度、低温落锤及抗氢致开裂性能的优异钢板，满足四代核先进核电机组堆芯壳筒体制造及使用要求。本发明采用的技术手段如下：