[发明专利]一种核电站安全壳设备模块用厚钢板及其生产方法

说明书

本发明提供了一种核电站安全壳设备模块用厚钢板及其生产方法，该钢板的成分按重量百分比计如下：0.11％‑0.19％的C；0.19％‑0.49％的Si；1.01％‑1.39％的Mn；≤0.010％的P；≤0.005％的S；0.61％‑0.90％的Ni；0.61％‑1.10％的Cr；0.36％‑0.75％的Mo；0.041％‑0.055％的Nb；≤0.012％的Als；0.015％‑0.025％的N；0.0011％‑0.0029％的B；0.01％‑0.05％的Co；0.01％‑1.00％的Zr，余量为Fe和不可避免的杂质；生产方法包括冶炼，连铸，轧制，热处理；采用本发明工艺技术生产的钢板，通过化学成分优化和工艺参数的合理设计，具有优良的低温韧性指标。钢板调质处理和模拟焊后热处理后‑20℃冲击吸收能量保持在100J以上。

技术领域

本发明属于金属材料领域，尤其涉及一种核电站安全壳设备模块用厚钢板及其生产方法。

背景技术

核能是一种经济、清洁和安全的能源，与传统的火力发电相比，核能发电安全性更高，同时比火电发电更加经济。AP1000和EPR属于先进的第三代压水堆核电技术，具有多重安全保护系统。其中安全壳主要用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散，是核电站防止核辐射的最后一道安全屏障。安全壳一般由两层组成，外层为钢筋混凝土屏蔽构筑物，其内层为圆柱形独立式的带上下椭圆封头的圆柱形钢制容器，它也是整个非能动安全壳冷却系统的组成部分。

用于制造安全壳模块或者安全壳系统的钢铁材料需要具备以下几个方面的技术要求：严格且合理的化学成分、良好的内部质量、优异的强韧性匹配以及优良的加工性能。在材料的实际应用过程中，材料的单重、材料的焊接性能以及材料的耐蚀性也是我们必须考虑的。随着核电技术的发展，开始逐步采用了模块化施工技术，并取得了良好的工程效果，随着模块化技术的日益成熟和应用经验的积累，核电站采用模块化设计建造的范围越来越广，设计的模块也越来越大。目前国内外对核电用钢已形成较多专利：

目前生产的核反应堆安全壳用钢的相关专利申请如下：

申请号为201310083274.7，名为“一种核电站机械模块支撑件用高强韧钢板及其制造方法”，该专利主要涉及一种核电站模块支撑件用钢板的生产方法，成分包括：C：0.08％～0.22％；Si：0.15％～0.45％；Mn：0.60％～1.10％；P≤0.020％；S≤0.015％；Ni：0.60％～1.00％；Cr：0.40％～0.70％；Cu：0.15％～0.55％；Mo：0.40％～0.60％；V：0.020％～0.080％；Ti：0.008％～0.030％；B：0.0005％～0.005％；Al：0.020％～0.050％，余量为铁及杂质。该专利在低碳含量设计基础上适当添加合金元素，使钢的抗拉强度达到800MPa以上。该专利的钢板厚度为6～65mm，钢板的厚度较低，不能够完全覆盖核电机械模块的厚度范围，同时该专利的热处理温度范围非常大，在该温度范围下，会造成钢板的组织不稳定。

济钢集团有限公司申请的名为“一种第三代核电站反应堆安全壳用钢板及其制造方法”的专利，专利申请号为201210282831.3，公开号为CN 102776441A，C：0.08-0.12％，Si：0.15-0.55％，Mn：0.90-1.50％，P≤0.007％，S≤0.004％，Ni：0.10-0.50％，Cr：0.0-0.30％，Mo：0.10-0.35％，V：0.010-0.050％，Nb：0.010-0.030％，Ti：0.008-0.035％，Alt：0.020-0.050％，N≤0.006％，Nb+V≤0.08％，余量为Fe和不可避免杂质。采用该发明的方法制造的钢板，其碳含量低、其抗拉强度达到600MPa以上，耐200℃高温性能，成本低廉、焊接性能优良。但是该对比文件说明书中实施例中钢板的最大厚度为45mm，并且说明书中没有提供钢板模拟焊后热处理后性能以及钢板弯曲性能。