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公开(公告)号：CN116240457B
公开(公告)日：2024-04-16
申请号：CN202211664907.9
申请日：2022-12-23
申请人： 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/46 , C22C38/50 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/06 , C22C33/04 , C22B9/18 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
摘要： 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：CN116240457A
公开(公告)日：2023-06-09
申请号：CN202211664907.9
申请日：2022-12-23
申请人： 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/46 , C22C38/50 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/06 , C22C33/04 , C22B9/18 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
摘要： 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
申请人： 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C21D8/02 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21C7/00
摘要： 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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公开(公告)号：CN111270144B
公开(公告)日：2021-12-24
申请号：CN202010194155.9
申请日：2020-03-19
申请人： 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
摘要： 本发明提供了一种压水堆核电站安全壳筒体用高强度钢板及其制造方法，所述钢板的成分按重量百分比计如下：0.08％‑0.13％的C；0.20％‑0.35％的Si；0.85％‑1.05％的Mn；≤0.015％的P；≤0.007％的S；1.0％‑1.50％的Ni；≤0.20％的Cr；0.30％‑0.50％的Mo；0.015％‑0.035％的Al；≤0.030％的Cu；≤0.005％的V；≤0.005％的N，其余含量为Fe和不可避免的杂质。制造方法包括冶炼、连铸、加热、轧制、热处理；采用本发明生产的钢板厚度为20‑70mm，具有优良的低温韧性指标。
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公开(公告)号：CN116145030B
公开(公告)日：2023-12-15
申请号：CN202211664822.0
申请日：2022-12-23
申请人： 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/34 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/52 , C22C38/50 , C22C38/06 , C22C38/60 , C22C33/04 , B22D11/00 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
摘要： 用铁素体不锈钢的要求。本发明公开了一种三代核电站关键设备支撑用铁素体不锈钢钢板及其制造方法，钢板包含如下成分，C：0.04％‑0.11％；Si：0.5％‑2.0％；Mn：0.1％‑1.00％；P≤0.010％；S：0.010％‑0.020％；Ni：0.3％‑1.0％；Cr：12％‑15％；Mo：0.002％‑0.05％；N：0.15％‑0.30％；B：0.0011％‑0.0029％；Co：0.01％‑1％；ZrO2：0.001％‑0.010％，Al:0.20％‑0.50％；Pb：0.001％‑0.010％。采用控轧结合特殊淬火+回火热处理工艺，开轧温度：1050‑1180℃，终轧温度：950‑1050℃。淬火温度970～1150℃，保温时间1‑
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公开(公告)号：CN116815044A
公开(公告)日：2023-09-29
申请号：CN202211664963.2
申请日：2022-12-23
申请人： 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： C22C38/02 , C22C38/58 , C22C38/44 , C22C38/42 , C22C38/46 , C22C38/06 , C22C33/04 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
摘要： 本发明提供了一种核电站安全壳闸门法兰用特厚高强钢板及其制造方法，该钢板的成分按重量百分比计如下：C：0.21％～0.23％；Si：0.15％～0.30％；Mn：1.75％～1.90％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.96％～0.99％；Cr：0.15％～0.25％；Mo：0.50％～0.80％；V：0.010％～0.050％；Cu：0.10％～0.30％；Al：0.010％～0.040％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、电渣重熔、锻造、轧制、调质处理；应用本发明生产的所述钢板在经模拟焊后热处理后的室温拉伸抗拉强度＞660MPa，屈服强度＞545MPa，断后伸长率≥22.5％；厚度方向断面收缩率＞65％；‑7℃冲击吸收能量≥240J；350℃高温拉伸抗拉强度＞620MPa，屈服强度＞510MPa。
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公开(公告)号：CN116145030A
公开(公告)日：2023-05-23
申请号：CN202211664822.0
申请日：2022-12-23
申请人： 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/34 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/52 , C22C38/50 , C22C38/06 , C22C38/60 , C22C33/04 , B22D11/00 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
摘要： 本发明公开了一种三代核电站关键设备支撑用铁素体不锈钢钢板及其制造方法，钢板包含如下成分，C：0.04％‑0.11％；Si：0.5％‑2.0％；Mn：0.1％‑1.00％；P≤0.010％；S：0.010％‑0.020％；Ni：0.3％‑1.0％；Cr：12％‑15％；Mo：0.002％‑0.05％；N：0.15％‑0.30％；B：0.0011％‑0.0029％；Co：0.01％‑1％；ZrO2：0.001％‑0.010％，Al:0.20％‑0.50％；Pb：0.001％‑0.010％。采用控轧结合特殊淬火+回火热处理工艺，开轧温度：1050‑1180℃，终轧温度：950‑1050℃。淬火温度970～1150℃，保温时间1‑6min/mm；回火温度650～780℃，保温时间3‑10min/mm。生产的钢板具有良好的室温力学性能和高温力学性能，满足三代核电站关键设备支撑用铁素体不锈钢的要求。
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公开(公告)号：CN116219279B
公开(公告)日：2024-04-16
申请号：CN202211665196.7
申请日：2022-12-23
申请人： 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/58 , C22C38/44 , C22C38/46 , C22C38/06 , C22C38/54 , C22C38/50 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D1/18 , C22C33/04 , B22D11/00 , G21C13/087
摘要： 本发明公开了一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢的成分包含C：0.12～0.17％；Si：0.6～0.8％；Mn：1.2～1.6％；P≤0.010％；S≤0.003％；Ni：0.2～0.4％；Cr：0.65～0.8％；Mo：0.2～0.5％；V：0.06～0.09％；Al：0.05～0.08％；B：0.0005～0.0009％；Zr：0.005～0.009％。[O]≤20ppm；[H]≤1.5ppm。采用高渗透直轧+低温淬火+高温回火热处理工艺，钢板室温拉伸强度＞710MPa，屈服强度≥630MPa，断后伸长率≥20％；200℃高温拉伸抗拉强度＞670MPa，屈服强度＞580MPa；‑60℃冲击功≥200J。钢板在经保温温度为605℃，保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持优异的力学性能。获得了一种高性能复相组织核反应堆安全壳用钢，且生产工艺稳定、简练，适合工业批量化生产。
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公开(公告)号：CN116121646B
公开(公告)日：2024-01-09
申请号：CN202211665169.X
申请日：2022-12-23
申请人： 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/16 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C22C33/04 , B22D11/00 , C21D1/00 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D11/00
摘要： 本发明提供了一种高强度低碳当量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：0.07％～0.11％；Si：0.10％～0.30％；Mn：0.80％～1.20％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.30％～0.55％；Cu：0.25％～0.45％；Mo：0.25％～0.55％；V：0.08％～0.12％；Nb：0.065％～0.090％；Ti：0.020％～0.040％；Al：0.020％～0.050％；N：0.020％～0.035％；V/N＞3；B：0.001％～0.003％；[O]≤10ppm；[H]≤2ppm，Ceq≤0.41％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、加热、控轧控冷、缓冷、离线回火热处理，应用本发明生产的钢板具有在焊接热输入10～200kJ/cm下，焊接接头‑45℃冲击功≥150J。
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公开(公告)号：CN116121645B
公开(公告)日：2023-12-15
申请号：CN202211664961.3
申请日：2022-12-23
申请人： 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC分类号： C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/08 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C21D8/02 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21C7/00
摘要： 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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