[发明专利]高强度钢板及其制造方法

说明书

本发明一个方面的高强度钢板可以按重量％，包含C：0.05～0.20％，Si：0.15～0.55％，Mn：0.9～1.75％，Al：0.001～0.05％，P：0.03％以下，S：0.03％以下，Cr：0.05～0.3％，Ni：0.05～0.6％，Cu：0.005～0.35％，Mo：0.05～0.2％，V：0.005～0.07％，Nb：0.005～0.04％，Ca：0.0005～0.005％，Ti：0.005～0.025％，N：0.002～0.006％，B：不足0.0005％，剩余量的Fe及不可避免的杂质，满足Cu+Ni+Cr+Mo：1.5％以下；Cr+Mo：0.4％以下；V+Nb：0.1％以下；及Ca/S：1.0以上的关系，包含回火马氏体及回火贝氏体的混合组织作为微细组织。

技术领域

本发明涉及高强度钢板及制造方法，详细而言，涉及一种拉伸强度及冲击韧性优秀、尤其适合核电站的核反应堆安全壳用的高强度钢板及其制造方法。

背景技术

构成核电站使用的结构、设备等的材料，根据其种类、用途、安全性等而利用多样的材料。特别是作为核反应堆安全壳(containment vess el)用材料而使用钢材，主要使用以厚钢板材料按正火热处理法制造的A516-70钢。

但是，A516-70钢在保证核电站安全性方面表现出稍低的拉伸强度(500MPa水平)，因此其使用范围极为有限。即，这是因为A516-70钢由于拉伸强度为稍低水平，因而利用其制作核电站的核反应堆安全壳(con tainment vessel)时，无法承受内部的高压力而存在破损或爆炸的危险性。因此，迫切需要开发一种既具有既定水平以上的拉伸强度，又尤其适合核反应堆安全壳的材料。

为了提高拉伸强度而在钢材中大量添加高价的合金元素或执行另外的热处理时，虽然提高了拉伸强度，但由于添加合金元素，费用不可避免增加，而且存在伴随其他不同附属性问题的可能性。

专利文献1作为能用作核电站核反应堆安全壳用的高强度钢板，提出一种提高了拉伸强度的高强度钢板。但专利文献1的钢板虽然具备能用作核反应堆安全壳用钢板的水平的拉伸强度，但低温韧性及无延性转变温度(nil-ductility temperature)特性差，不适合核反应堆安全壳用材料。

(专利文献1)大韩民国公开专利公报第10-2010-0076745号(2010年7月6日公开)

发明内容

要解决的技术课题

根据本发明的一个方面，可以提供一种拉伸强度、低温韧性及无延性转变温度(nil-ductility temperature)特性优秀、尤其适合核电站核反应堆安全壳(containmentvessel)用材料的高强度钢板及其制造方法。

本发明的课题不限于上述的内容。从本发明说明书的内容，只要是普通技术人员，理解本发明的其他课题方面便没有任何困难。

解决技术问题的手段

本发明一个方面的高强度钢板可以按重量％，包含C：0.05～0.20％，Si：0.15～0.55％，Mn：0.9～1.75％，Al：0.001～0.05％，P：0.03％以下，S：0.03％以下，Cr：0.05～0.3％，Ni：0.05～0.6％，Cu：0.005～0.35％，Mo：0.05～0.2％，V：0.005～0.07％，Nb：0.005～0.04％，Ca：0.0005～0.005％，Ti：0.005～0.025％，N：0.002～0.006％，B：不足0.0005％，剩余量的Fe及不可避免的杂质，满足Cu+Ni+Cr+Mo：1.5％以下；Cr+Mo：0.4％以下；V+Nb：0.1％以下；及Ca/S：1.0以上的关系，包含回火马氏体及回火贝氏体的混合组织作为微细组织。

所述回火马氏体可以包含30～60％的面积分数，所述回火贝氏体包含40～70％的面积分数，所述回火马氏体及所述回火贝氏体的面积分数之和为100％。