一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法

技术领域

本发明属于金属材料领域，特别涉及一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法。

背景技术

三代核电技术的不断发展，对建造用钢的强韧性要求不断提高，原用于建造AP1000核电机组钢制安全壳，抗拉强度级别在585MPa的ASME SA-738Gr.B钢已无法完全满足应用需求。

根据设计要求，新型压水堆核电机组核反应堆安全壳用钢的抗拉强度级别需要提升到685MPa以上，同时要保持良好的塑韧性。

国内现有关于此类钢的发明专利中，存在着综合性能差，强度低等问题。

例1：发明“一种核反应堆安全壳用特厚规格高强钢及其制造方法”(CN111394547A)公开了一种110-150mm厚核反应堆安全壳用高强钢及其制造方法，成分设计为C：0.15％-0.20％；Si：0.15％-0.30％；Mn：0.80％-1.30％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.65％-1.10％；Cr：0.10％-0.30％；Mo：0.15％-0.40％；Cu：0.15％-0.20％；Alt：0.02％-0.04％。

例2：发明“一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板及其制造方法”(CN111020405A)公开了一种20-90mm厚压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板及其制造方法，钢的成分设计为C：0.10-0.17％；Si：0.15-0.35％；Mn：1.10-1.60％；P≤0.015％；S≤0.008％；Ni：0.20-0.60％；Cr：0.20-0.50％；Mo：0.65-0.95％；Al：0.015-0.035％；Nb：0.032-0.045％；Cu≤0.050％；V≤0.020％，其余为Fe和不可避免的杂质。

例3：发明“核电站安全壳用厚钢板及其制造方法”(CN 102766805 A)公开一种10-60mm厚核电站安全壳用厚钢板及其制造方法，成分设计为C：0.06-0.15％；Si：0.1-0.4％；Mn：1.0-1.5％；P≤0.012％；S≤0.003％；Ni：0.2-0.5％；Cr≤0.25％；Mo：0.1-0.3％；V≤0.05％；Nb≤0.03％；Ti≤0.03％；Al：0.015-0.05％；Ca：0.0005-0.005％。而且此发明获得的钢板拉伸屈服强度为468～649MPa，抗拉强度为585～705MPa，强度较低。

例4：发明“用于核反应堆安全壳的高强度钢板及其制造方法”(CN102264936A)，发明钢的成分设计为：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：0.0005-0.0020％，Ca：5ppm-50ppm，余量的Fe和不可避免的杂质。该发明获得钢板拉伸屈服强度为621～648MPa，抗拉强度为670～700MPa，相较而言，强度较低，且未明确钢板高温拉伸性能及模拟焊后热处理性能。

发明内容

本发明提供了一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法，生产的钢板具有高强度(Rm＞710MPa，Rp0.2≥630MPa)，高韧性(-60℃KV2≥200J)和耐高温性能等，可以满足新型压水堆核电机组钢制安全壳用钢的使用要求。

本发明提供一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢，按重量百分比包含如下成分：C：0.12～0.17％；Si：0.6～0.8％；Mn：1.2～1.6％；P≤0.010％；S≤0.003％；Ni：0.2～0.4％；Cr：0.65～0.8％；Mo：0.2～0.5％；V：0.06～0.09％；Al：0.05～0.08％；B：0.0005～0.0009％；Zr：0.005～0.009％。[O]≤20ppm；[H]≤1.5ppm，余量为Fe和不可避免的杂质。

采用上述成分设计理由如下：

C：钢中最基本的强化元素，可以有效提高钢板的强度；促进贝氏体和马氏体的形成；与Cr、V、Zr等合金元素形成细小弥散的碳化物时，可以起到显著的析出强化作用，从而有效提高钢板的强韧性。碳含量过高，对钢的塑韧性和焊接性能影响不利，因此本发明钢中C含量设计为0.12～0.17％。

Si：在本发明中用于提高贝氏体的耐裂纹扩展能力，从而提高钢板的低温韧性，还具有一定的固溶强化作用，可以有效提高钢板的强度。硅含量过高，易形成夹杂物，损坏钢质的纯净度。因此，本发明设计Si含量为0.6～0.8％。

Mn：用于提高钢板的强度和淬透性，与Si配合使用，有利于改善贝氏体组织的强韧性；与Cr、Mo配合使用，抑制钢板的回火脆性，从而改善热处理后钢板的综合性能。本发明设计Mn含量为1.2～1.6％。

P：会导致组织偏析，并对低温韧性有明显的不利影响，因此含量越低越好，但考虑到炼钢条件和成本，本发明要求控制钢中的P≤0.010％。

S：在钢中易形成硫化物夹杂，降低钢的冲击韧性，本发明控制S≤0.003％。

Ni：用于提高钢板的低温韧性，并提高钢板的组织稳定性，改善钢板的强韧性，本发明设计Ni含量为0.2～0.4％。

Cr：在本发明中用于提高钢的强度，特别是耐高温性能，并有效提高钢板的淬透性，促进贝氏体和马氏体的生成，并在热处理中细化组织，提高钢板的强韧性。本发明钢中Cr含量设计为0.65～0.8％。

Mo：用于提高钢板的回火稳定性，与Cr、Mn联合使用，改善钢板热处理后的综合性能。本发明Mo含量设计为0.2～0.5％。

V：在钢中可以形成细小的VC，起到强烈的沉淀强化作用；在控制轧制中可以钉扎晶界，细化铁素体晶粒；在热处理中弥散析出，抑制位错的合并消失，提高钢板的耐回火性。本发明V含量控制为0.06～0.09％。

Al：用于固定钢中残留的氮和氧，提高B的“有效性”；起到一定的固溶强化作用，提高钢板的高温强度。本发明Al含量控制在0.05～0.08％。

B：用于提高钢板的淬透性，改善钢板厚度截面组织性能均匀性。本发明B含量设计为0.0005～0.0009％

Zr：在钢中形成细小弥散的碳氮化物，可以有效改善钢的铸态组织，提高再加热奥氏体粗化温度，以及在高温轧制中抑制奥氏体的长大。本发明钢中Zr含量控制为0.005～0.009％

H和O：氢和氧在钢中是有害元素，钢中溶有氢会引起钢的氢脆、白点等缺陷。氧易在钢中形成氧化物夹杂，降低钢的强度和塑性，因此本发明控制[H]≤1.5ppm，[O]≤20ppm。

本发明提供的一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢的制造方法，包括转炉冶炼，连铸，加热，轧制，热处理，具体内容如下：

连铸坯在步进炉中加热，加热温度为1140～1180℃，加热时间为4-6h；

轧制开轧温度为1060～1110℃，前3道次单道次变形量≥40mm，终轧温度为860-920℃，轧制成品钢板厚度为≤80mm；轧后钢板下线堆垛缓冷，缓冷时间＞24h；

钢板采用离线调质热处理，其中淬火保温温度为840～880℃，保温时间为60～160min，淬火冷却速率控制在5～10℃/s；回火保温温度为600～640℃，保温时间为3～7min/mm，出炉后空冷。

进一步地，转炉冶炼通过转炉+炉外精炼的工艺，控制P≤0.010％，S≤0.003％，[H]≤1.5ppm，[O]≤20ppm，并降低钢中非金属夹杂物≤1.0级。

进一步地，所述连铸中，控制中间包过热度为15±5℃，并控制拉坯速度为1.1～1.3m/min。

进一步地，在连铸末端采用动态轻压下方式，总压下量为6～10mm。

进一步地，连铸坯厚度为200～300mm，下线后堆垛缓冷24小时以上。

本发明提供了一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法，与现有技术相比，有益效果如下：

本发明通过冶炼和连铸工艺的有效控制，实现了一种高Si低合金连铸坯优质化生产。

本发明通过化学成分的创新设计，并结合高渗透直轧+低温淬火+高温回火热处理工艺，获得了一种高性能复相组织核反应堆安全壳用钢，且生产工艺稳定、简练，适合工业批量化生产。

采用本发明技术方案生产的≤80mm核反应堆安全壳用钢板，室温拉伸强度＞710MPa，屈服强度≥630MPa，断后伸长率≥20％；200℃高温拉伸抗拉强度＞670MPa，屈服强度＞580MPa；-60℃冲击功≥200J。钢板在经保温温度为605℃，保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持优异的力学性能。

附图说明

图1为本发明实施例的典型金相组织图(回火索氏体占比68％，回火贝氏体占比32％)。

具体实施方式

本发明提供一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢的制造方法，包括转炉冶炼，连铸，轧制，热处理，具体为：

本发明钢板采用连铸坯生产。通过转炉+炉外精炼的工艺，控制P≤0.010％，S≤0.003％，[H]≤1.5ppm，[O]≤20ppm，并降低钢中非金属夹杂物≤1.0级。

连铸中，控制中间包过热度为15±5℃，在连铸末端采用动态轻压下方式，总压下量为6～10mm，并控制拉坯速度为1.1～1.3m/min。因本发明Si含量较高，而Si促进钢中柱状晶的形成，为抑制柱状晶的形成，同时促进等轴晶的形成，本发明通过加入适量的Zr并结合低过热度连铸工艺，有效改善了连铸坯铸态组织，并降低中心偏析和疏松在1.0级及以下。连铸坯优选厚度为200～300mm，下线后堆垛缓冷24小时以上，进一步促进组织均匀化和析出物弥散分布，并消除或减少铸坯内部缺陷。

连铸坯在步进炉中加热，加热温度为1140～1180℃，加热时间为4-6h，促进V的充分固溶和加热充分均匀。连铸坯出炉后进行高压水除鳞，去除表面氧化铁皮。轧制开轧温度为1060～1110℃，前3道次单道次变形量≥40mm，终轧温度为860-920℃。高渗透轧制，充分细化组织晶粒，促进析出物的弥散析出，提高钢板的强韧性。

轧制成品钢板厚度为≤80mm。轧后钢板下线堆垛缓冷，缓冷时间＞24h，充分释放钢板内应力，保证良好的板形，同时缓冷有助于组织均匀化和析出物弥散分布，提高钢板组织性能均匀性。

钢板采用离线调质热处理，其中淬火保温温度为840～880℃，保温时间为60～160min，淬火冷却速率控制在5～10℃/s，促进马氏体和贝氏体的生成，同时细化组织。回火保温温度为600～640℃，保温时间为3～7min/mm，出炉后空冷。回火后得到回火索氏体和回火贝氏体复相组织(回火索氏体占比65-70％，回火贝氏体占比30-35％)，并改善钢板的强韧性。

一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法，具体实施方式如下：各实施例化学成分如表1所示，各实施例钢的工艺参数如表2所示，各实施例钢板性能如表3和表4所示。

表1各实施例钢冶炼化学成分(％)

表2各实施例钢的工艺参数

表3钢板调质态性能

从各实施例取样进行模拟焊后热处理试验，工艺为：保温温度605℃，保温时间10h，420℃以上升降温速率不大于80℃/h。检验性能见表4。

表4钢板模拟焊后热处理后的性能

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