[发明专利]一种压水堆核电站稳压器用钢及其制造方法

说明书

技术领域

本发明属于黑色金属材料技术领域，特别涉及压水堆核电站稳压器用钢及其制造方法。

背景技术

核电的应用历经了近半个世纪，事实证明，核电的应用除了能优化能源结构，创造巨大的经济效益之外，更为重要的作用在于减少化石燃料对于环境的污染，符合我国可持续发展的重大战略要求。鉴于核电是一种安全、清洁、经济、可靠的能源，不少发达国家和一些发展中国家和地区，已把核电放在优先发展的地位。核电技术也发展到了以EPR和AP1000为代表第三代核电技术，并且世界核电应用强国已经着手进行第四代核电技术的研究和开发工作。

在以EPR和AP1000第三代核电技术建设的压水堆核电机组中，稳压器用钢在核电机组一回路系统运行过程中起着维持压力稳定的重要作用。特别在发生事故时，防止系统超压，将压力控制在允许的范围内，是核电站安全的重要保障。

EPR和AP1000第三代压水堆核电站稳压器用钢主要采用的是ASME SA508Gr.3或RCC-M 16MND5。前者为合金钢锻件，抗拉强度大都控制在550-650Mpa之间，4.4℃冲击吸收能量控制在41-200J；后者为锰镍低合金钢板，抗拉强度大都控制在550-670Mpa，-20℃冲击吸收能量控制在40-240J。但由于稳压器用钢作为一种压水堆核电站核岛主设备用钢，特别在经过长时间模拟焊后热处理后的常温拉伸强度和交货状态下高温拉伸强度会有一定程度的下降，难以满足第三代EPR和AP1000压水堆核电站稳压器用钢的需求。如厚度为50mm的16MND5钢板经调质处理后，屈服强度（Rel）和抗拉强度(Rm)分别为535N/mm²和630N/mm²（指标要求Rel≥485N/mm²、Rm≥620-795N/mm²）。从性能指标来看，钢板经调质处理后，强度完全满足指标要求，但抗拉强度余量不大。但在经过模拟焊后热处理后，钢板屈服强度和抗拉强度均要下降20-30 N/mm²，说明其抗拉强度不能满足指标要求；在350℃时，钢板的屈服强度和抗拉强度下降明显，不能满足压水堆核岛主设备建造的需求。

基于以上原因，很有必要通过优化化学成分和制定合理的生产工艺，生产一种高强度高韧性的稳压器用钢，来满足EPR和AP1000第三代压水堆核电站稳压器安全运行的要求。

发明内容

本发明的目的在于克服上述现有技术存在的不足，提供一种压水堆核电站稳压器用钢及其制造方法，不仅交货态钢板具有良好的韧性和强度匹配，能满足技术指标的要求，而且模拟焊后热处理状态及350℃高温状态的钢板力学性能均能保持较高水平，完全满足压水堆核电站稳压器用钢的要求。

本发明是这样实现的：该压水堆核电站稳压器用钢的组分按重量百分比计：C 0.10%-0.25%、Si 0.15%-0.35%、Mn 0.80%-0.95%、P ≤0.010%、S ≤0.010%、Ni 0.50%-0.80%、Cr 0.20%-0.60%、Al 0.005%-0.040%、Mo 0.40%-0.70%、V 0.005%-0.01%、Ti 0.005%-0.01%、Cu ≤0.10%，余量为Fe和不可避免的杂质。

本发明采用上述成分设计的理由如下：

（1）C：钢中随着C含量的升高，钢的硬度和强度增大，而韧性和塑性降低，同时会提高辐照脆化倾向。为使钢板经过长时间模拟焊后热处理及在350℃高温下，强度和韧性达到良好的匹配，因此本发明要求钢中C含量宜控制0.15-0.25%范围内。

（2）Si：Si可以显著提高抗拉强度，小幅度提高屈服强度，但Si含量过高损害钢板的塑性和韧性，为保证钢板的综合性能，将Si含量控制在为0.15-0.35%。

（3）Mn：钢中Mn元素一般是有益元素，能有效地提高钢的淬透性，提高屈服点，由于Mn为扩大γ相区元素，在热峰作用下使晶格畸变增多，辐照效应较大，因此要求钢中Mn含量控制在合适范围内，即控制在0.80-0.95%范围内。

（4）Ni：Ni能够提高强度和淬透性，并且通过细化铁素体晶粒改善低温性能，使钢板在具有足够强度的同时还会具有较高的韧性，因此本发明要求钢中Ni含量控制为0.50-0.80%。

（5）Cr：钢中Cr元素为缩小奥氏体相区元素，可以提高淬透性、耐蚀性和抗氧化性，减少辐照脆化的趋势。尤其可以提高高温下钢的强度，对保证钢的高温性能尤为重要。因此本发明要求钢中Cr含量控制为0.20-0.60%。