【技术实现步骤摘要】
本专利技术属于金属材料领域，具体涉及一种压水堆核电机组安全壳用钢及其制造方
技术介绍
1、ap1000、cap1000等三代压水堆核电机组采用双层安全壳设计，其中外层为钢筋混凝土结构，内层为钢制安全壳，组成整个核电机组最后一道安全防线。钢制安全壳主要采用asme sa-738gr.b建造，工程应用要求该钢种在具有中高强度的同时，具有良好的低温韧性。但随着更大功率cap1400、cap1700核电技术的提出及应用，对核电站建造所需钢铁材料的要求也随之提高，钢板的应用厚度从最大100mm增加到了130mm，高温拉伸试验温度从150℃提高到了200℃，模拟焊后热处理温度由605℃提高到了625℃，为保证设备的安全性，工程应用要求最低回火温度要高于模拟焊后热处理温度至少15℃，所以生产中回火最低温度也随之提高，种种变化使得asme sa-738gr.b钢种原成分及性能已无法满足我国新型大功率压水堆核电机组的建造要求。而现有关于此类钢的专利技术专利中，存在着模拟焊后热处理性能无法保证，高温拉伸性能指标不涉及等问题。
2、专利cn102264936a公开了一种用于核反应堆安全壳的高强度钢板及其制造方法，钢的化学成分设计为：c：0.03％～0.20％；si：0.15％～0.55％；mn：0.9％～1.5％；al：0.001％～0.05％；p≤0.030％；s≤0.030％；cr≤0.30％；mo≤0.20％；ni≤0.60％；v≤0.07％；nb≤0.04％；ti:0.005％～0.025％；n：0.0020％～0.0060％；b
技术实现思路
1、为了克服现有技术缺陷，本专利技术提供一种压水堆核电机组安全壳用钢及其制造方法，该钢板在保温温度625℃，保温时间15h的模拟焊后热处理后依然保持着良好的力学性能，可以满足我国更大功率cap1400、cap1700核电机组对安全壳用钢的高标准要求。
2、为了实现上述目的，本专利技术的技术方案如下：
3、本专利技术一方面提供一种压水堆核电机组安全壳用钢，按重量百分比计，包括如下化学成分：
4、c：0.07％～0.13％，si：0.1％～0.4％，mn：0.7％～1.5％，p≤0.010％，s≤0.005％，ni：0.35％～0.8％，cu≤0.4％，cr：0.2％～0.65％，mo：0.31％～0.85％，v：0.08％～0.15％，ti：0.04％～0.09％，al：0.04％～0.08％，[n]＜20ppm，余量为fe和不可避免的杂质。
5、采用上述成分设计理由如下：
6、c：用于促进贝氏体的生成，并强化基体组织。与v、ti形成细小的碳化物，在连铸、加热、轧制和冷却过程中起到沉淀强化作用，从而提高钢板的强韧性。如果碳含量过低，会使碳化物等的生成量降低，影响沉淀强化效果；碳含量过高，冷却时将促进残余奥氏体的形成，损坏钢板的低温冲击性能。因此本专利技术钢中c含量设计为0.07％～0.13％。
7、si：硅在本专利技术钢中主要用于还原剂和脱氧剂。硅含量过高，易形成粗大的硅酸盐夹杂物，损坏钢的塑韧性。本专利技术钢中si含量为0.1％～0.4％。
8、mn：用于扩大奥氏体相区，提高形变位错亚结构和形变带密度。降低钢的马氏体转变温度，促进贝氏体的生成，并在冷却过程中，细化板条贝氏体组织，改善钢板的塑韧性。与cr、mo配合使用，消除本专利技术钢在高温回火时的回火脆性，并抑制高温、长时模拟焊后热处理中析出物的聚集粗化，改善钢板的强韧性。锰含量过高，将促进残余奥氏体的生成，损坏钢板的低温冲击性能；锰含量过低，无法发挥其作用。因此本专利技术设计mn含量为0.7％～1.5％。
9、p、s：在本专利技术钢中均为有害元素，控制含量越低越好，但考虑到炼钢条件和成本，本专利技术控制钢中的p≤0.010％，s≤0.005％。
10、ni：用于扩大奥氏体相区，提高控轧变形效果，促进细小形变组织的生成。降低马氏体形成温度，促进贝氏体的生成。提高钢板的淬透性，改善控冷过程中，钢板厚度截面组织均匀性。根据需要本专利技术设计ni含量为0.35％～0.8％。
11、cu：受淬透性的影响，较厚的钢板厚度1/2处易形成先共析铁素体，添加适量的cu可抑制γ→α转变，避免先共析铁素体的产生。可形成10～30nm级的析出物，细化晶粒，提高强度，因此本专利技术设计cu≤0.4％。
12、cr：用于提高钢中回火析出(fe cr)3c等合金渗透体的热力学稳定性，降低回火过程中碳化物的聚集速度；与mn、mo配合使用，消除本专利技术钢在高温回火时的回火脆性，并抑制高温、长时模拟焊后热处理中析出物的聚集粗化，改善钢板的强韧性。在本专利技术中cr含量过高，会降低钢的低温韧性和焊接性能。因此本专利技术钢中cr含量为0.2％～0.65％。
13、mo：与mn、cr配合使用，消除本专利技术钢在高温回火时的回火脆性，并抑制高温、长时模拟焊后热处理中析出物的聚集粗化，改善钢板的强韧性。可降低贝氏体转变的临界冷速，有利于在较宽的冷速范围内促进贝氏体转变，使较厚的钢板具有较好的工艺适应性。过多的钼会损害焊接时形成的热影响区的韧性，降低钢的焊接性，因此本专利技术设计mo含量为0.31％～0.85％。
14、v：本专利技术钢采用奥氏体区控制轧制+控冷+离线回火的工艺生产，奥氏体区轧制后温度较高，v基本处于固溶状态，可以提高钢板的淬透性，特别是对50mm以上特厚钢板，有效保证了沿厚度截面相变组织的均匀性，而且在冷却过程中v大量弥散析出，不仅可以细化贝氏体组织而且可以发挥重要的沉淀强化作用。在回火和模拟焊后热处理过程中v的进一步析出，可以有效改善钢板的耐热处理性能。因此本专利技术钢中v含量设计为0.08％～0.15％。
15、ti：ti是强碳氮化物形成元素，但为了避免大颗粒tin的产生，本专利技术通过精炼以及添加一定量的al来控制钢中的n含量在20ppm以内，从而促使更多tic的生成。tic结合力强，稳定，不易分解，在钢中只有加热到1100℃以上才能缓慢地溶入固溶体中。在未溶入之前tic微粒可以有效阻止晶粒长大，因此对连铸坯在加热过程中抑制原始奥氏体晶粒的长大粗化具有积极的作用。此外本专利技术钢是在较高温度下轧制，大量细小的tic微粒可以有效抑制形变过程中奥氏体再结晶长大，细化晶粒。本专利技术钢在工程应用中需要焊接，ti的加入，对改善钢板的焊接性能具有重要的影响。因此本专利技术根据需要控制ti含量为0.04％～0.09％。
16、al：用来脱氧、定氮。起到一定的固溶强本文档来自技高网...
【技术保护点】
1.一种压水堆核电机组安全壳用钢，其特征在于，按重量百分比计，包括如下化学成分：
2.根据权利要求1所述的压水堆核电机组安全壳用钢，其特征在于，钢板的厚度≤130mm。
3.根据权利要求1所述的压水堆核电机组安全壳用钢，其特征在于，钢板室温拉伸抗拉强度＞640MPa，屈服强度＞570MPa；200℃拉伸强度＞600MPa，屈服强度＞520MPa；-45℃冲击吸收能量＞250J；零塑性转变温度(NDT)≤-60℃。
4.根据权利要求1所述的压水堆核电机组安全壳用钢，其特征在于，钢板在保温温度625℃，保温时间15h的模拟焊后热处理后，钢板室温拉伸抗拉强度＞620MPa，屈服强度≥560MPa；200℃拉伸强度＞590MPa，屈服强度＞510MPa；-45℃冲击吸收能量＞250J；零塑性转变温度NDT≤-65℃。
5.一种权利要求1-4任一项所述压水堆核电机组安全壳用钢的制造方法，其特征在于，钢板的制造工艺为：冶炼—连铸—加热—控轧控冷—离线回火热处理；
6.根据权利要求5所述的制造方法，其特征在于，所述冶炼工艺为：采用转炉
7.根据权利要求5所述的制造方法，其特征在于，所述连铸工艺为：浇铸时，控制中间包过热度为10～20℃，在连铸末端投入重压下，压下量为17～28mm，并控制拉坯速度为0.6～1.1m/min，连铸坯的厚度为250～400mm。
8.根据权利要求5所述的制造方法，其特征在于，所述加热工艺为：连铸坯加热速率为3～7min/cm，保温温度为1280～1350℃，保温时间为20～60min。
...【技术特征摘要】
1.一种压水堆核电机组安全壳用钢，其特征在于，按重量百分比计，包括如下化学成分：
2.根据权利要求1所述的压水堆核电机组安全壳用钢，其特征在于，钢板的厚度≤130mm。
3.根据权利要求1所述的压水堆核电机组安全壳用钢，其特征在于，钢板室温拉伸抗拉强度＞640mpa，屈服强度＞570mpa；200℃拉伸强度＞600mpa，屈服强度＞520mpa；-45℃冲击吸收能量＞250j；零塑性转变温度(ndt)≤-60℃。
4.根据权利要求1所述的压水堆核电机组安全壳用钢，其特征在于，钢板在保温温度625℃，保温时间15h的模拟焊后热处理后，钢板室温拉伸抗拉强度＞620mpa，屈服强度≥560mpa；200℃拉伸强度＞590mpa，屈服强度＞510mpa；-45℃冲击吸收能量＞250j；零塑性转变温度ndt≤-65℃。
5.一种权利要求1-4任一项所...
【专利技术属性】
技术研发人员：胡海洋，张瀚宁，高天宇，陈捷，颜秉宇，王爽，孙殿东，王勇，张建平，黄健，
申请(专利权)人：鞍钢股份有限公司，
类型：发明
国别省市：
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