[发明专利]一种核用压力容器用R17Cr1Ni3Mo钢及其制备方法

说明书

技术领域

本发明属于压力容器用钢技术领域，特别是提供了一种核用压力容器用R17Cr1Ni3Mo钢及其制备方法。涉及一种核用压力容器用钢的最佳化学成分范围和最佳热处理工艺选择，适用于大型核电站和核潜艇的反应堆压力容器和蒸发器管板的制造。

背景技术

反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel)和蒸发器管板是大型压水堆的核心部件。随着电力需求进一步增加和节能减排压力的不断提高，核电已成为一种相对成熟的清洁能源。世界各国，尤其是中国，都在规划未来核电机组的建设计划。核电技术和建设规划的一个发展趋势就是不断提高单堆的容量，而单堆容量的增加，将不可避免地促使反应堆压力容器和蒸发器管板的大型化。同时，从核压力容器的安全性考虑，应尽量减少组件的焊缝长度，因此核反应堆的另一个技术发展方向就是一体化和整体化。以上原因直接导致了核反应堆压力容器和蒸发器管板用锻件单件重量和厚度不断增大，这就对核压力容器用钢提出了更高的性能及其稳定性要求。

压力容器是核反应堆的核心构件，包容着堆芯所有部件并在高温、高压、辐射环境下长期运行，整个寿期内不可更换，保证其整个寿期内的完整性至关重要。为此要求核压力容器用钢应满足以下要求：(1)强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂相容性好；(2)淬透性好，可获得大截面均匀的组织和稳定的性能，长时运行后性能稳定；(3)可焊性和可冷热加工性好；(4)成本经济合理等。

第一代核压力容器用钢板，是在当时石油化工压力容器技术基础上，根据低合金钢的使用经验确定的。美国早期的压力容器都是采用具有良好焊接性能的锅炉钢板制造的。1955年选用ASME SA212Gr.B板材，不久后发现这种钢强度偏低且厚截面处的冲击韧性明显下降。为改善材料的强韧性，采用了强度较高的Mn-Mo钢SA302Gr.B。为提高厚截面淬透性，在SA302Gr.B中添加Ni，制成改进型SA302Gr.B(0.40～1.00％Ni)，即后来的SA302Gr.C。从1965年起，核压力容器用钢板采用调质热处理工艺，开发了具有较高强韧性的钢种-SA533Gr.Bcl1。SA533Gr.Bcl1同德国TUV20MnMoNi55、日本JISSQV2A、法国RCC-M之16MND5大致相当。为进一步提高材料的强韧性，在SA533Gr.Bcl1中添加大量的Ni、Cr和V而发展成SA542，SA543，日本，美国正在对这两种板材进行研究，估计不久将推广应用。

核压力容器锻件的发展过程类似于板材。最初使用的是C-Mn钢锻件SA105和SA182，随后又被Mn-Ni钢锻件SA350-82和Mn-Mo-Ni钢锻件SA336取代。1965年以后，又出现了Mn-Mo-Ni锻件。典型的RPV锻件用钢主要有美国的SA508 cl.3、德国的20MnMoNi55、法国的16MND5、和日本的SFVV3等。为了提高强度、增大淬透性和改善焊接性能以及随着堆功率增大等原因，核压力容器锻件用钢经历了214Cr-Mo→A533B(A508-II)→A508-III]]>的发展过程。