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公开(公告)号:CN116240457A
公开(公告)日:2023-06-09
申请号:CN202211664907.9
申请日:2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/46 , C22C38/50 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/06 , C22C33/04 , C22B9/18 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
Abstract: 本发明提供了一种超厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法,该钢的成分按重量百分比计如下:C:0.13~0.16%;Si:0.20~0.40%;Mn:1.10~1.50%;P≤0.010%;S≤0.005%;Ni:1.60~2.1%;Cr:0.41~0.59%;V:0.06~0.08%;Ti:0.05~0.08%;W:0.01~0.03%;B:0.003~0.005%;Ca:0.001~0.003%;Al:0.02~0.05%;[H]≤1.5ppm;[O]≤8ppm;余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法包括电渣重熔、加热、轧制、堆垛缓冷、调质处理;应用本发明生产的钢性能和组织均匀稳定,完全满足新型核电机组安全壳用钢的使用要求。
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公开(公告)号:CN116121645A
公开(公告)日:2023-05-16
申请号:CN202211664961.3
申请日:2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C21D8/02 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21C7/00
Abstract: 本发明公开了一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法,钢的成分包含C:0.10~0.14%;Si:0.20~0.40%;Mn:1.9~2.3%;P≤0.010%;S≤0.005%;Ni:0.41~0.60%;Mo:0.96~1.20%;V:0.06~0.09%;Ti:0.02~0.04%;Al:0.04~0.07%;N:0.007~0.01%;[O]≤20ppm;[H]≤1.5ppm。采用两阶段控制轧制+离线调质热处理,钢板室温拉伸强度≥730MPa,屈服强度≥650MPa,断后伸长率≥23%;250℃高温拉伸抗拉强度>690MPa,屈服强度>610MPa;‑45℃冲击功≥200J;TNDT≤‑50℃。钢板在经保温温度为615℃,保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持着良好的力学性能,满足新一代大型压水堆核电机组安全壳对高强钢的使用要求。
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