[发明专利]一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢及其制造方法

权利要求书

1.一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢及其制造方法，其特征在于，该钢的成分按重量百分比计如下：C：0.07％～0.11％；Si：0.10％～0.30％；Mn：0.80％～1.20％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.30％～0.55％；Cu：0.25％～0.45％；Mo：0.25％～0.55％；V：0.08％～0.12％；Nb：0.065％～0.090％；Ti：0.020％～0.040％；Al：0.020％～0.050％；N：0.020％～0.035％；V/N＞3；B：0.001％～0.003％；[O]≤10ppm；[H]≤2ppm，Ceq≤0.41％，余量为Fe和不可避免的杂质。

2.根据权利要求1所述的一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢，其特征在于，所述钢板显微组织为板条贝氏体+少量粒状贝氏体，其中板条贝氏体占比94％～98％，粒状贝氏体占比2％～6％；钢板晶粒度达10级及以上。

3.根据权利要求1所述的一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢，其特征在于，所述钢板厚度≤60mm。

4.根据权利要求1所述的一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢，其特征在于，所述钢板室温拉伸抗拉强度＞730MPa，屈服强度＞660MPa，断后伸长率≥21％；200℃高温拉伸抗拉强度＞710MPa，屈服强度＞620MPa；-45℃冲击功＞240J。

5.根据权利要求1所述的一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢，其特征在于，所述钢板高温模拟焊后热处理后室温拉伸抗拉强度＞700MPa，屈服强度＞610MPa，断后伸长率≥22％；200℃高温拉伸抗拉强度＞670MPa，屈服强度＞580MPa；-45℃冲击功＞230J。

6.根据权利要求1所述的一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢，其特征在于，所述钢板具有在焊接热输入10～200kJ/cm下，焊接接头-45℃冲击功≥150J。

7.一种权利要求1-6任一项所述的一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢的制造方法，包括冶炼、连铸、加热、控轧控冷、缓冷、离线回火热处理；其特征在于：

加热：

铸坯加热温度为1120～1160℃，加热速度为8～11min/cm；

控轧控冷：

采用两阶段控制轧制，第一阶段开轧温度为1050～1090℃，单道次压下率在14％以上，每道次轧后间隔时间≤5s，轧制中间坯厚度＞3t，t为成品钢板厚度；轧制后钢板采用水冷控温；控温到860～900℃进行第二阶段轧制，控制总压下率大于68％，终轧温度为680～710℃；

缓冷：

终轧后钢板待温到620～650℃后开始冷却，以15～25℃/s的冷却速度终冷到400～450℃；

离线回火热处理：

钢板采用离线回火热处理，回火温度为600～640℃，保温时间为3～6min/mm，出炉后空冷至室温。

8.根据权利要求7所述的一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢的制造方法，其特征在于：连铸坯厚度为250～300mm。

9.根据权利要求7所述的一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢的制造方法，其特征在于：第一阶段轧制后水冷控温为控制中间坯冷却速率5～10℃/s。