[发明专利]一种-50℃核电承压设备用钢及生产方法

说明书

技术领域

本发明涉及低合金高强钢制造领域，具体属于一种-50℃条件下的高韧性、低辐照脆化核电承压设备用钢及其制造方法。

背景技术

核电承压用钢用于制造核岛压力容器、压力管道、安全壳等承压设备，其作用是保护核电设备运行、防止放射性射线扩散和支撑反应堆基础结构，是反应堆的重要安全屏障。我国正在大力发展核电，每年不断新增核电机组项目。目前我国核电布局广泛，不同地区气温差异较大，而现有核电承压设备用钢低温韧性不高，适应地区范围窄，不能满足核电建设快速发展的需求。

在本发明以前，中国专利号200710039741.0公布了“低屈强比可大线能量焊接高强高韧性钢板及其制造方法”，其化学成分按重量百分比为：C：0.025～0.055、Si：≤0.20、Mn：1.40～1.75、P≤0.013、S≤0.002、Cu：0.25～0.55、Ni：0.40～0.80、Mo：0.10～0.40、Nb：0.02～0.04、Als：0.04～0.06、Ti：0.007～0.013、Ca：0.001～0.005、B≤0.0003，其余为Fe及不可避免的杂质。该专利技术不足之处在于没有针对核电站承压设备用钢的使用要求进行设计，添加了较多的Cu(≥0.3％)，会增大辐照脆化倾向。

另外，中国专利申请号200810303506.4公开了一种核电用WB36CN1管坯钢的生产方法，具体为转炉冶炼、LF精炼炉精炼、圆坯连铸机浇铸、铸坯表面检查、铸坯表面喷砂、电渣重熔钢锭、钢锭缓冷，制得的管坯钢的化学成分按重量百分比计：0.08％≤C≤0.19％，0.21％≤Si≤0.54％，0.75％≤Mn≤1.25％，0＜P≤0.020％，0＜S≤0.006％，0.14％≤Cr≤0.35％，0.95％≤Ni≤1.35％，0.45％≤Cu≤0.85％，0.20％≤Mo≤0.45％，0.010％≤Nb≤0.030％，0＜N≤0.021％，0＜Al≤0.055％，Fe为余量，管坯钢成品纯净度高、性能稳定。该专利技术不足之处在于钢板全部采用了电渣重熔铸坯，生产成本增加，且添加了较多的Cu(≥0.3％)，不能适用于对辐照脆化效应要求较高的设备。

此外，中国专利号200810201871公开了宝山钢铁股份有限公司的一种抗辐射性能优良的中高温特厚钢板及其制造方法，采用中C-中Mn-高N低合金钢的成分体系作为基础，适当控制钢中酸溶Als含量和Als/N比范围、控制(Mn/C)比在8～15、(Ni+Cr+Mo)复合强韧化、Ca处理且Ca/s比在1.00～3.00，优化控轧及后续热处理工艺，获得优异的强韧匹配、抗疲劳蠕变性能、抗回火脆化、焊接工艺性，尤其钢板抗中子辐射脆化及焊接接头抗疲劳蠕变性能优良，特别适宜于用作特殊耐热压力容器胴体。上述专利技术不足之处在于该钢针对中高温核电钢板的使用要求进行设计，不能保证较低温度下的使用性能，使用范围较窄。

在国外，日本公开了一种含B奥氏体不锈钢板的生产方法，专利号JP2000294549。该钢板可以吸收中子，有良好的延性和韧性，可用于核燃料运输容器的制造。该钢所含化学成分(质量％)：≤0.08C，≤1Si，≤2Mn，16～5Cr，7～15Ni，0.1～1.5Mo，0.3～1.5B，0.005～0.3Als，≤0.05N，其余为Fe和不可避免的杂质。该钢采用合金钢的生产工艺，添加了很多Cr、Ni、Mo等贵重金属元素，使得冶炼、轧制过程中难度较大，生产成本较高。

发明内容

本发明的目的在于克服上述不足，提供一种能提高核电站运行中的安全性和可靠性，高韧性、高强度、低辐照脆化效应、优良的高温拉伸性能和焊接性能，厚度50mm以上钢板焊前预热温度不高于100℃，焊后热处理适应温度范围大，抗拉强度大于585MPa级的核电承压设备用钢及生产方法。

实现上述目的的技术措施：

一种-50℃核电承压设备用钢，其化学组分及重量百分比为：C：0.05～0.15％、Si：0.25～0.50％、Mn：1.00～1.28％、Alt：0.02～0.04％、Ni：0.40～0.80％、Cu：0.10～0.24％、Mo：0.10～0.20％、V：0.02～0.05％，其余为Fe及不可避免的杂质；