一种核电站安全壳设备模块用厚钢板及其生产方法技术

本发明专利技术提供了一种核电站安全壳设备模块用厚钢板及其生产方法，该钢板的成分按重量百分比计如下：0.11％‑0.19％的C；0.19％‑0.49％的Si；1.01％‑1.39％的Mn；≤0.010％的P；≤0.005％的S；0.61％‑0.90％的Ni；0.61％‑1.10％的Cr；0.36％‑0.75％的Mo；0.041％‑0.055％的Nb；≤0.012％的Als；0.015％‑0.025％的N；0.0011％‑0.0029％的B；0.01％‑0.05％的Co；0.01％‑1.00％的Zr，余量为Fe和不可避免的杂质；生产方法包括冶炼，连铸，轧制，热处理；采用本发明专利技术工艺技术生产的钢板，通过化学成分优化和工艺参数的合理设计，具有优良的低温韧性指标。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100J以上。

A kind of thick steel plate for nuclear power plant containment equipment module and its production method

【技术实现步骤摘要】
一种核电站安全壳设备模块用厚钢板及其生产方法
本专利技术属于金属材料领域，尤其涉及一种核电站安全壳设备模块用厚钢板及其生产方法。
技术介绍
核能是一种经济、清洁和安全的能源，与传统的火力发电相比，核能发电安全性更高，同时比火电发电更加经济。AP1000和EPR属于先进的第三代压水堆核电技术，具有多重安全保护系统。其中安全壳主要用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散，是核电站防止核辐射的最后一道安全屏障。安全壳一般由两层组成，外层为钢筋混凝土屏蔽构筑物，其内层为圆柱形独立式的带上下椭圆封头的圆柱形钢制容器，它也是整个非能动安全壳冷却系统的组成部分。用于制造安全壳模块或者安全壳系统的钢铁材料需要具备以下几个方面的技术要求：严格且合理的化学成分、良好的内部质量、优异的强韧性匹配以及优良的加工性能。在材料的实际应用过程中，材料的单重、材料的焊接性能以及材料的耐蚀性也是我们必须考虑的。随着核电技术的发展，开始逐步采用了模块化施工技术，并取得了良好的工程效果，随着模块化技术的日益成熟和应用经验的积累，核电站采用模块化设计建造的范围越来越广，设计的模块也越来越大。目前国内外对核电用钢已形成较多专利：目前生产的核反应堆安全壳用钢的相关专利申请如下：申请号为201310083274.7，名为“一种核电站机械模块支撑件用高强韧钢板及其制造方法”，该专利主要涉及一种核电站模块支撑件用钢板的生产方法，成分包括：C：0.08％～0.22％；Si：0.15％～0.45％；Mn：0.60％～1.10％；P≤0.020％；S≤0.015％；Ni：0.60％～1.00％；Cr：0.40％～0.70％；Cu：0.15％～0.55％；Mo：0.40％～0.60％；V：0.020％～0.080％；Ti：0.008％～0.030％；B：0.0005％～0.005％；Al：0.020％～0.050％，余量为铁及杂质。该专利在低碳含量设计基础上适当添加合金元素，使钢的抗拉强度达到800MPa以上。该专利的钢板厚度为6～65mm，钢板的厚度较低，不能够完全覆盖核电机械模块的厚度范围，同时该专利的热处理温度范围非常大，在该温度范围下，会造成钢板的组织不稳定。济钢集团有限公司申请的名为“一种第三代核电站反应堆安全壳用钢板及其制造方法”的专利，专利申请号为201210282831.3，公开号为CN102776441A，C：0.08-0.12％，Si：0.15-0.55％，Mn：0.90-1.50％，P≤0.007％，S≤0.004％，Ni：0.10-0.50％，Cr：0.0-0.30％，Mo：0.10-0.35％，V：0.010-0.050％，Nb：0.010-0.030％，Ti：0.008-0.035％，Alt：0.020-0.050％，N≤0.006％，Nb+V≤0.08％，余量为Fe和不可避免杂质。采用该专利技术的方法制造的钢板，其碳含量低、其抗拉强度达到600MPa以上，耐200℃高温性能，成本低廉、焊接性能优良。但是该对比文件说明书中实施例中钢板的最大厚度为45mm，并且说明书中没有提供钢板模拟焊后热处理后性能以及钢板弯曲性能。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”的专利，专利申请号为201210269122.1，公开号为CN102766805A，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。该专利技术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。但是该对比文件权利要求书中钢板的最大厚度为60mm，说明书中没有提供150℃或200℃高温拉伸指标。
技术实现思路
本专利技术的目的在于克服上述问题和不足而提供一种核电站安全壳设备模块用厚钢板及其生产方法，通过成分设计、纯净钢冶炼，以及加热、轧制、热处理工艺，生产的钢板不仅具有良好的力学性能和工艺性能，而且在长时间模拟焊后热处理后，室温拉伸、高温拉伸和低温冲击等关键指标依然保持良好，完全可以满足一种核电站安全壳设备模块用厚钢板的使用要求。本专利技术目的是这样实现的：一种核电站安全壳设备模块用厚钢板，该钢板的成分按重量百分比计如下：0.11％-0.19％的C；0.19％-0.49％的Si；1.01％-1.39％的Mn；≤0.010％的P；≤0.005％的S；0.61％-0.90％的Ni；0.61％-1.10％的Cr；0.36％-0.75％的Mo；0.041％-0.055％的Nb；≤0.012％的Als；0.015％-0.025％的N；0.0011％-0.0029％的B；0.01％-0.05％的Co；0.01％-1.00％的Zr，余量为Fe和不可避免的杂质。本专利技术成分设计理由如下：(1)C：C是强化结构钢最有效的元素，它直接影响钢材的强度、塑性、韧性和焊接性能等。因此本专利技术钢在设计成分时要求钢中C含量控制在0.11-0.19％的范围内。(2)Si：Si是钢中五大元素之一，能够起到脱氧和固溶强化的作用，硅能促使铸钢中的柱状晶生长，同时也能减小晶体的各向异性，本专利技术要求Si含量为0.50％-0.70％。(3)Mn：Mn是良好的脱氧剂和脱硫剂，钢中含有一定量的锰能消除或减弱由于硫所引起的钢的热脆性，同时Mn是钢中最主要的合金元素，对钢的综合性能有着较大的影响。因此实际生产中Mn含量控制在1.01％-1.39％。(4)P：P溶于铁素体，增加钢的回火脆性，显著降低钢的塑性和韧性，对焊接也有不良影响，因此磷的含量越低越好，但P能提高钢的强度和耐大气腐蚀性能，本专利技术要求控制钢中的P≤0.010％。(5)S：在钢中易形成硫化物夹杂，降低钢的冲击韧性，损害焊接性能，同时加重中心偏析、疏松等缺陷，并会增加辐照脆化，因此本专利技术要求S≤0.005％。(6)Ni：，一定含量的Ni元素能够降低钢中位错运动阻力，随着位错运动阻力的降低，钢中的应力会松弛，本专利正式利用Ni元素来改基体组织位错和亚结构的方式，从而提高钢的韧性，本专利技术控制钢中Ni含量为0.61％-0.90％。(7)Cr：Cr在钢中能显著改善钢的抗氧化作用，由于本专利技术用钢属于核电站安全壳模块用钢，核电站用钢要求钢板具有一定的耐蚀性，铬能够增加抗腐蚀能力，并且一定量的铬有也能够提高钢的硬度，因此本专利技术要求钢中Cr含量控制在0.61％-1.10％。(8)Mo：Cr-Mo合金系统利于调制钢的生产，同时钼是强碳化物形成元素，当含量较低时，形成复合的渗碳体，并可以提高耐热性和减少回火脆性。因此本专利技术要求Mo含量控制在0.36％-0.75％。(9)Nb：Nb能提高钢的屈服强度，本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种核电站安全壳设备模块用厚钢板，其特征在于，该钢板的成分按重量百分比计如下：0.11％-0.19％的C；0.19％-0.49％的Si；1.01％-1.39％的Mn；≤0.010％的P；≤0.005％的S；0.61％-0.90％的Ni；0.61％-1.10％的Cr；0.36％-0.75％的Mo；0.041％-0.055％的Nb；≤0.012％的Als；0.015％-0.025％的N；0.0011％-0.0029％的B；0.01％-0.05％的Co；0.01％-1.00％的Zr，余量为Fe和不可避免的杂质。/n

【技术特征摘要】
1.一种核电站安全壳设备模块用厚钢板，其特征在于，该钢板的成分按重量百分比计如下：0.11％-0.19％的C；0.19％-0.49％的Si；1.01％-1.39％的Mn；≤0.010％的P；≤0.005％的S；0.61％-0.90％的Ni；0.61％-1.10％的Cr；0.36％-0.75％的Mo；0.041％-0.055％的Nb；≤0.012％的Als；0.015％-0.025％的N；0.0011％-0.0029％的B；0.01％-0.05％的Co；0.01...

【专利技术属性】
技术研发人员：颜秉宇，胡海洋，王爽，王勇，段江涛，李黎明，孙殿东，胡昕明，欧阳鑫，石峰涛，
申请(专利权)人：鞍钢股份有限公司，
类型：发明
国别省市：辽宁;21