專利名稱：抗拉強度大于690MPa級的核容器用鋼及生產方法
技術領域：
本發(fā)明涉及容器用鋼，具體屬于抗拉強度大于690MI^級的高強度、低焊接裂紋敏感性、低輻照脆化的核容器用鋼及其生產方法。
背景技術：
核容器用鋼用于制造核島壓力容器、蒸發(fā)器、穩(wěn)壓器、壓力管道等材料，其作用是保護核電設備運行、防止放射性射線擴散和支撐反應堆基礎結構，是反應堆的最后一道安全屏障。我國正在大力發(fā)展核電，每年不斷新增核電機組項目。但目前核電用鋼焊接多采用手弧焊，焊接效率低，生產節(jié)奏慢，不能滿足核電建設快速發(fā)展的需求。在本發(fā)明以前，中國專利申請?zhí)?00510047196. 0公布了 “高強度低焊接裂紋敏感性厚鋼板及其生產方法”，其化學成分按重量百分比為=C 0. 06 0. 09、Si 0. 15 0. 55、 Mn :1. 00 1. 60、P 彡 0. 015、S 彡 0. 006,Als :0. 01 0. 06,Cu ^ 0. 30%,Ni :0. 15 0. 40、 Mo彡0. 30、Cr彡0. 30、V :0. 02 0. 06、Nb :0. 005 0. 05，其余為Fe及不可避免的雜質。 類似的，中國專利申請?zhí)?00510047195. 6介紹了 “大線能量低焊接裂紋敏感性厚鋼板及其生產方法”及中國專利申請?zhí)?00610018010. 3公布了一種“低焊接裂紋敏感性鋼板及其生產方法”。上述三項專利技術不足之處在于沒有針對核電站承壓設備用鋼的使用要求進行設計，沒有添加合適的Cr、Mo合金，沒有對雜質元素(P、S、Cu、V等)、殘余元素(Sn、Sb、As、 Pb等)進行嚴格控制，不能保證具有低輻照脆化效應。另外還有國外專禾丨j，如俄羅斯FEDERAL NOE GUP TSENTRAL NYJ N公司專禾Ij 號 RU2^3787 公布的 “CORROSION-RESISTANT STEEL FOR IN-VESSEL DEVICES ANDHEAT-EXCHANGE EQUIPMENT OF NUCLEAR POWER STATIONS，，，化學成分(wt % )為 C: 0. 05 0. 08、Si :0. 20 0. 45、Mn :0. 50 0. 75、Cr :17. 00 19. 00、Ni :9. 50 10. 50、 Ti 0. 30 0. 60、V 0. 03 0. 09、Nb :0. 03 0. 10、Al :0. 05 0. 15、S :0. 005 0. 015、 P 0. 005 0. 030，熱處理后具有優(yōu)異晶粒組織及性能要求，可滿足安全要求的核電站壓力容器及鍋爐熱交換器設備用合金鋼，以及專利號RU2303075公布的“LOW-ACTIVATED RADIATION-RESISTANT STEEL F0RB0DIES OF NUCLEAR POWER PLANT REACTORS”。上述專利技術生產的鋼板保證鋼板的焊接性能和低輻照脆化效應，但不足之處在于合金成分中添加了較多的Ni、Cr等合金，采用合金鋼的生產工藝，使得冶煉、軋制過程中難度較大，生產成本較高。

發(fā)明內容
本發(fā)明的目的在于克服上述不足，提供一種能提高核電站運行中的安全性和可靠性，高強度、低焊接裂紋敏感性、低輻照脆化效應、優(yōu)良的高溫拉伸性能和焊接性能，厚度 50mm以上鋼板焊前不需預熱或預熱溫度不高于50°C，焊后熱處理適應溫度范圍大的抗拉強度大于690MPa級的核容器用鋼及生產方法。實現(xiàn)上述目的的技術措施
抗拉強度大于690MI^級的核容器用鋼，其化學組分及重量百分比為C彡0. 08%, Si 0. 15 0. 50 Mn :1. 30 1. 60 Alt :0. 01 0. 05 Ni :0. 42 0. 70
Mo 0. 32 0. 60 %、Cr :0. 10 0. 30 %、Ti :0. 01 0. 04 %，控制元素P 彡 0. 008 %， S ^ 0. 005%, N ^ 0. 005 %, Cu ^ 0. 03 %, V ^ 0. 007%, Sn ^ 0. 005 %, Sb ^ 0. 005%, As彡0. 010%, Pb彡0. 005%，其余為!^e及不可避免的雜質；同時控制Pcm彡0. 20，其中 Pcm = C+Si/30+Mn/20+Cu/20+Ni/60+Mo/15+V/10+5B ；并滿足關系式Alt/N在 5. 0 12. 0， Sn+Sb+As+Pb ^ 0. 02% ；技術要求艮。.2彡 570MPa、Rm :690 860MPa、A 彡 20 %、-20 "C KV2 彡 100J、 3500C Rm 彡 600MPa，RTndt ( _20°C，上平臺能量彡 120J。生產抗拉強度大于690MPa級的核容器用鋼的方法，鋼板厚度為10 100毫米，其步驟1)采用潔凈鋼的冶煉工藝進行冶煉；2)進行連鑄，控制鑄坯厚度在250 300毫米；3)將鑄坯冷卻之室溫，控制冷卻速度在10 50°C /小時；4)對鑄坯進行加熱，加熱溫度控制在1200 1250°C，并在此溫度下保溫240 300分鐘；5)進行粗軋，控制開軋溫度在1100 1200°C，并控制鋼板中間軋制厚度在80 160毫米；6)進行精軋，控制開軋溫度880 950°C，終軋溫度在750 850°C，總壓下率在 67 96%，最后三道次總壓下率至少35% ；7)進行淬火，淬火溫度控制在880 930°C，淬火時間為板厚6分鐘/毫米；8)進行回火，回火溫度控制在620 680°C，回火時間為板厚*1. 8分鐘/毫米；9)自然冷卻至室溫。各合金元素的作用及機理考慮該鋼主要是要保證鋼板的韌性、延性水平，控制好強度范圍。因此，煉鋼時要控制鋼水的純凈度，防止雜質元素和殘余元素對鋼板輻照脆化性能的影響。C、Si、Mn的設計成分保證了鋼板的強度范圍符合核電容器用鋼(核電鋼制安全殼、蒸發(fā)器、穩(wěn)壓器等設備) 的要求。設置Alt/N5.0 12.0是為了改善鋼板韌性，減少輻照敏感性，同時降低鋼板應變時效敏感性；設置 P 彡 0. 008%, S 彡 0. 005%, N 彡 0. 005%, Cu 彡 0. 03%, V 彡 0. 007%, Sn彡0. 005%, Sb彡0. 005%, As彡0. 010%, Pb彡0. 005%，主要是考慮到這幾個元素對鋼板高溫下的輻照脆化效應影響較大，要嚴格限制其含量。從化學成分上，該鋼主要是提高其韌性，保證鋼板的強度并獲得良好的延性和抗輻照脆化性能。因此要致力于提高鋼的冶金質量，要控制鋼中的微量雜質，特別是S、P含量，從而提高核電容器的安全可靠性。在微合金元素的利用上，主要是利用Mo來提高鋼板的淬透性，其中特別注意Ni、Cr的利用?？偟恼f來，采用Ni、Mo、Cr及其他元素的復合微合金化上，要充分發(fā)揮各元素的特點。(1)合金元素對核電容器用鋼輻照脆化的影響C是提高鋼材強度最有效的元素，隨著C含量的增加，鋼中增加，淬硬性也增加，鋼的抗拉強度和屈服強度提高。但是，隨著C含量增加，鋼材的延伸率和沖擊韌性下降， 尤其是會提高輻照脆化傾向。而且，鋼材的焊接熱影響區(qū)還會出現(xiàn)淬硬現(xiàn)象，導致焊接冷裂紋的產生。因此，結合現(xiàn)有的690MI^級以上調質鋼的化學成分統(tǒng)計規(guī)律，本發(fā)明鋼的C含量應控制在0. 08%以內，保證鋼板有較低的焊接裂紋敏感系數(shù)，以便獲得優(yōu)良的焊接性能。Si含量不是有意添加的合金元素，而是冶煉時從廢鋼和生鐵原料中帶來的。根據(jù)一股規(guī)律，隨著輻照溫度升高，點缺陷及其衍生的輻照缺陷恢復能力增強，輻照效應隨之減小，但鋼中添加0. 15 0. 50% Si后，鋼的輻照缺陷恢復能力降低。這表明含Si高有穩(wěn)定輻照缺陷的作用，故使恢復效應不明顯?？梢?，Si對輻照有害，本發(fā)明鋼的Si含量應控制在低限，故選擇SiO. 15 0. 50%可滿足要求。Mn和Ni是擴大γ相、細化晶粒、球化碳化物和保證綜合性能以及提高淬透性的有效元素，但實驗表明它們都有增大輻照脆化的趨勢。原因與MruM降低了鋼Ac3溫度，使?jié)M足奧氏體化溫度的熱峰數(shù)量增加，即類似于被淬火的微區(qū)增多。但Ni對輻照的影響和Cu 含量與中子注量的高低有關。當Cu含量極低時，不同含量M對輻照的影響差別不大，即無 Cu存在時，Ni對輻照危害甚小?？紤]Mn對鋼板強度的貢獻和輻照脆化的影響，實際生產中一股把Mn控制在1. 30 1. 60%的范圍內?？紤]到本發(fā)明鋼中Cu的殘余水平，因此將Ni 控制在0. 42 0.70%。Al是鋼中的主要脫氧元素，在Y中的最大溶解度大約0.6%，它溶入奧氏體后僅微弱地增大淬透性，所以認為Al對焊接氫致裂紋基本沒有影響。但是，當Al含量過高時， 易導致鋼中夾雜增多，對鋼的韌性不禾I』。核電容器用鋼中，為了脫氧和細化晶粒而加入的Al 量與N含量有關，對A1/N有要求。鋼材中若A1/N比例合ii，可以提高鋼的低溫韌性、減少鋼的輻照脆化敏感性，所以，本發(fā)明鋼將Al控制在0.01 0. 05%范圍內有利于改善鋼板韌性，減少輻照敏感性，同時降低鋼板應變時效敏感性。MoXr是有效提高鋼材強度特別是高溫強度的元素，還能提高鋼材抗氫脆能力，提高鋼材回火穩(wěn)定性。固溶的Cr原子可以捕獲自由碳和氮，減少間隙元素C、N、0對輻照的不利影響。同時，Mo同C、N、0的親和力很強，也能明顯抑制輻照硬化。Mo元素提高了鋼的 Ac3溫度，即奧氏體化溫度升高后相應減少了能引起微區(qū)淬火的熱峰數(shù)目。考慮到上述分析結果，將Mo含量控制在0. 32 % 0. 60 %，Cr含量控制在0. 10 % 0. 30 %。Ti是有效提高鋼板強度的碳化物形成元素之一，在鋼中的效果僅次于Nb。鋼中加入Ti后將顯著降低奧氏體的碳含量，使得C曲線左移，降低鋼的淬硬傾向。而且它形成的第二相質點阻止焊接過程中粗晶區(qū)的長大，使晶粒細化。但添加過量的Ti對低溫韌性有害， 一股將Ti含量控制在0. 04%以內。(2)雜質元素對核壓力容器輻照性能的影響由上看出，合金元素或多或少地增大鋼的輻照脆化趨勢，但合金元素是細化晶粒、 提高淬透性和減少回火脆性以及保證綜合性能所必需的，即不可缺少的，而下列雜質元素不僅是鋼中多余的，且輻照效應都比較大，尤其是銅危害更大。它們都是地礦內天然存在的元素，煉鋼原料中難以避免，實際生產又不能為了減少輻照效應而不惜工本地要求高純，故只能根據(jù)輻照規(guī)律對鋼中雜質元素提出合理地限制。由上看出，合金元素增大鋼的輻照脆化趨勢，但合金元素是細化晶粒、提高淬透性和減少回火脆性以及保證綜合性能所必需的。下列雜質元素不僅是鋼中多余的，且輻照效應都比較大。它們都是地礦內天然存在的元素，煉鋼原料中難以避免，實際生產又不能為了減少輻照效應而不惜工本地要求高純度，故只能根據(jù)輻照規(guī)律對鋼中雜質元素提出合理地限制。AsllKSruSb盡管在鋼中含量甚少，但對輻照性影響較大，嚴格控制其含量能明顯減少輻照效應。但這些殘余元素僅對高溫輻照有影響，在低于149°C輻照時，影響不大。這可能與低溫輻照時基體中組織的影響大于成分的影響，高溫輻照時成分的影響大于組織的影響有關。P和S有加速輻照脆化的傾向。S降低輻照后試樣最大沖擊功可能與形成的熔點 FeS和MnS有關。P對輻照敏感與P在晶界偏析有關。因P原子擴散到晶界引起偏析使晶界表面能降低，所以導致ANDT增加。此外，P含量對輻照脆化的影響還與Cu含量有關。P 隨Cu含量增加，輻照效應減少。因為鋼中Cu含量低時，聚集成幾個納米大小的P原子群和磷化物沉淀比較多；隨著Cu量增加，P被結合在富Cu沉淀中，產生銅磷化物，即P的單獨影響隨著Cu增加而降低。另夕卜，由于該鋼用于核電工程，對鋼中P、S、As、Sn、Sb的控制較嚴，避免出現(xiàn)因這些元素造成的輻照脆化現(xiàn)象，如P會增強脆化效果。核電大型鍛件一股均要求PS 0.015%， S^O. 008%, Sn+Sb+As+Pb 彡 0. 020%。本發(fā)明與現(xiàn)有技術相比，具有如下優(yōu)點1.本發(fā)明鋼具有高強度和高延性(Rm彡690MPa, A ^ 20% )；2.本發(fā)明鋼具有高韌性(-200C KV2 彡 100J、RTndt 彡-20°C )；3.本發(fā)明鋼具有優(yōu)良的高溫拉伸性能(350°C Rm彡600MPa)；4.本發(fā)明鋼同時具有優(yōu)良的焊接性能、低輻照脆化效應、低焊接裂紋敏感性并保證了鋼板模擬焊后熱處理后的力學性能，大大簡化焊接生產工藝，提高焊接效率。 5.本發(fā)明鋼以調質狀態(tài)交貨，對軋制制度要求不高，軋制成本較低，鋼板合格率高等優(yōu)點，適應大生產要求。本發(fā)明鋼可用于第三代核電站壓力容器、蒸發(fā)器和穩(wěn)壓器等承壓設備的制造。
具體實施例方式下面做詳盡描述表1為本發(fā)明實施例則分及重量百分比取值；表2為各實施例的工藝；表3本發(fā)明實施例與對比鋼種的力學檢驗結果；表4本發(fā)明實施例與對比鋼種SR熱處理后力學檢驗結果。表1本發(fā)明實施例與對比鋼種化學成分)
權利要求
1.抗拉強度大于690MI^級的核容器用鋼，其化學組分及重量百分比為C彡0.08%、 Si 0. 15 0. 50 Mn :1. 30 1. 60 Alt :0. 01 0. 05 Ni :0. 42 0. 70Mo 0. 32 0. 60 %、Cr :0. 10 0. 30 %、Ti :0. 01 0. 04 %，控制元素P 彡 0. 008 %， S ^ 0. 005 %, N ^ 0. 005 %, Cu ^ 0. 03%, V ^ 0. 007 %, Sn ^ 0. 005 %, Sb ^ 0. 005%, As ^ 0.010%, Pb ^ 0. 005%，其余為!^e及不可避免的雜質；同時控制Pcm彡0. 20，其中 Pcm = C+Si/30+Mn/20+Cu/20+Ni/60+Mo/15+V/10+5B ；并滿足關系式Alt/N在 5. 0 12. 0， Sn+Sb+As+Pb ^ 0. 02% ；技術要求艮。.2 彡 570MPa、Rm :690 860MPa、A ^ 20 -20 "C KV2 彡 100J、 3500C Rm 彡 600MPa，RTndt ( _20°C，上平臺能量彡 120J。
2.生產權利要求1所述的抗拉強度大于690MPa級的核容器用鋼的方法，鋼板厚度為 10 100毫米，其步驟1)采用潔凈鋼的冶煉工藝進行冶煉；2)進行連鑄，控制鑄坯厚度在250 300毫米；3)將鑄坯冷卻之室溫，控制冷卻速度在10 50°C/小時；4)對鑄坯進行加熱，加熱溫度控制在1200 1250°C，并在此溫度下保溫240 300分鐘；5)進行粗軋，控制開軋溫度在1100 1200°C，并控制鋼板中間軋制厚度在80 160毫米；6)進行精軋，控制開軋溫度880 950°C，終軋溫度在750 850°C，總壓下率在67 96%，最后三道次總壓下率至少35% ；7)進行淬火，淬火溫度控制在880 930°C，淬火時間為板厚*1.6分鐘/毫米；8)進行回火，回火溫度控制在620 680°C，回火時間為板厚*1.8分鐘/毫米；9)自然冷卻至室溫。
全文摘要
本發(fā)明涉及抗拉強度大于690MPa級的核容器用鋼及生產方法。其化學組分及重量百分比C≤0.08％、Si0.15～0.50％、Mn1.30～1.60％、Alt0.01～0.05％、Ni0.42～0.70％、Mo0.32～0.60％、Cr0.10～0.30％、Ti0.01～0.04％，控制元素P≤0.008％，S≤0.005％，N≤0.005％，Cu≤0.03％，V≤0.007％，Sn≤0.005％，Sb≤0.005％，As≤0.010％，Pb≤0.005％，其余為Fe及不可避免的雜質；生產步驟采用潔凈鋼的冶煉；連鑄；將鑄坯冷卻之室溫；對鑄坯加熱并保溫；粗軋；精軋；淬火；回火；自然冷卻至室溫。本發(fā)明能提高核電站運行中的安全性和可靠性，在-20℃具有高強度、低焊接裂紋敏感性、低輻照脆化效應、優(yōu)良的拉伸性能和焊接性能。
文檔編號C21D8/02GK102212762SQ20111011761
公開日2011年10月12日 申請日期2011年5月9日 優(yōu)先權日2011年5月9日
發(fā)明者丁慶豐, 劉文斌, 張開廣, 徐進橋, 李書瑞, 童明偉, 芮曉龍, 董中波, 董漢雄, 鄒德輝, 郭斌, 駱海賀 申請人:武漢鋼鐵(集團)公司