SA738GrB核電鋼,SA738GrB對應材質,SA738GrB鋼板定軋

SA738GrB鋼板是屬于核電用鋼板，中低溫壓力容器用鋼板。 主要應用于核電站專用設備的制造。 SA738GrB≤0.20.90-1.50≤0.025≤0.0250.15-0.55≤0.35≤0.60≤0.30≤0.30≤0.07≤0.04 著作權歸作者所有。 商業轉載請聯系作者獲得授權，非商業轉載請注明出處。 主要用于核電站常規島及核島以及其附屬設施。 廣泛應用于廣東大亞灣核電站、嶺澳核電站、遼寧紅沿河核電站、福清核電站、廣西防城港核電站、秦山核電站、陽江核電站、海陽核電站等 終于回來了!三球時隔20場復出期間黃蜂戰績慘淡3勝17負 "波音737MAX9有重大問題"!美官方機構定調，該機型繼續停飛，波音為何"擰不緊螺栓" 應國家法律要求，使用互聯網服務需完成實名驗證。 為保障您賬號的正常使用，請盡快完成手機驗證，感謝您的理解和支持! 1文萊"亞洲最帥王子"迎娶平民女孩，現金聘禮約5400元。

SA738Gr.B核電站鋼安全殼用鋼

SA738Gr.B核電站鋼安全殼用鋼 久華鋼板 一、SA738Gr.B鋼板的生產工藝生產工藝:轉爐冶煉-LF精煉-VD真空脫氣-270mm*2100mm斷面連鑄-加熱-雙機架軋制。 可定扎規格:厚度:8-106mm，寬度:1600-4020mm，長度:6000-17500mm。 二、SA738Gr.B執行標準SA738Gr.B執行標準ASME，SA738Gr.B核電站鋼安全殼用鋼 三、SA738Gr.B化學成分品種化學成分(wt%)力學性能SA738Gr.B(>40~65mm)-板(>40~65)CSiMnPSYSRmAkv≤0.20.15~0.550.9~1.5≤0.025≤0.025≥415585~705≥47品種化學成分(wt%)力學性能A738Gr.B/SA738.Gr.B(>65mm)-板(>65~100)CSiMnPSYSRmAkv≤0.20.15~0.550.9~1.6≤0.025≤0.025≥415585~705≥47 四、SA738Gr.B應用分析及發展情況 ASME規范第I卷NE分卷的規定:鋼制安全殼(SA-738Gr.B鋼)焊后不進行熱處理的允許最大壁厚為44.5mm。 C，熱處理升/降溫時，425。 C以上時應控制鋼板的升/降溫速率，425。 C以上鋼板升/降溫速率不應大于100C/h，熱處理的保溫時間為2小時10分鐘。 核電站鋼制安全殼是反應堆廠房的一道重要安全屏障，它可以在反應堆冷卻劑失水事故中包容從堆芯來的輻射。 目前國內二代或二代改進型核電站的鋼制安全殼(或鋼襯里)多選用國產的 20HR P265GH 核電站鋼板 寫下你的評論...還沒有評論，發表第一個評論吧 文章被以下專欄收錄 碳鋼板材質性能知識。

SA738Gr.B核電站殼用鋼板詳解_陜西舞陽鋼鐵銷售有限責任公司

主營:鄭州壓力容器用鋼板生產，鄭州耐磨板銷售，鄭州低合金高強板供應免費店鋪 SA738Gr.B核電站殼用鋼板詳解 SA738Gr.B核電站殼用鋼板詳情 1、SA738Gr.B鋼板介紹: SA738Gr.B鋼板屬于中低溫壓力容器用熱處理鋼板，SA738Gr.B鋼板有著良好的低溫沖擊性能和高溫拉伸性能，較好的焊接性能，廣泛應用于第三代AP1000和CAP1400核電站殼和結構模塊。 2、低溫用鋼: 用于制造在-20℃以下使用的壓力設備和結構，要求具有良好的低溫韌性和焊接性能的鋼。 根據使用溫度不同，主要用鋼有低合金高強度鋼、鎳鋼和奧氏體不銹鋼。 3、SA738Gr.B鋼板的交貨狀態和執行標準: 交貨狀態:調質(回火+淬火)PS:如客戶需要其他特殊交貨狀態應在合同之中注明。 執行標準:SA738Gr.B鋼板是美標鋼板，執行美標ASME標準。 4、SA738Gr.B鋼板的特點:舞鋼SA-738Gr.B鋼板厚度可達106mm，沖擊功的溫度達到-45℃、無塑形轉變溫度(NDT)達到-30℃以下。 5、SA738Gr.B的包裝、標志、質量證明書:鋼板的包裝、標志、質量證明書應符合GB/T247的規定。 6、SA738Gr.B鋼板的化學成分(熔煉分析%):SA738Gr.B化學成分 7、SA738Gr.B使用方向: 核電站鋼制殼是反應堆廠房的一道重要屏障，它可以在反應堆冷卻劑失水事故中包容從堆芯來的輻射。 目前國內二代或二代改進型核電站的鋼制殼(或鋼襯里)多選用國產的20HR、法國的A42和歐洲標準的P265GH等優質的低合金鋼和碳素結構鋼，但上述鋼板強度不高，韌性水平偏低，不能滿足第三代AP1000和CAP1400核電站鋼制殼用鋼性能的要求。 為此，國內核電站鋼制殼設計采用了符合ASME標準生產的SA738Gr.B鋼作為殼的制造材料，該種鋼為低合金高強鋼，焊接性能較好，但是該鋼因為Cr，Mo等元素的存在，焊接過程中如果焊接工藝不恰當，焊接接頭熱影響區存在脆化、熱應變脆化及產生焊接裂紋的危險存在，為了防止焊接裂紋通常采用低氫型焊條和焊前預熱等方式。 0條評論0人參與 購買相關產品時務必先行確認商家資質、產品質量以及比較產品價格，慎重作出個人的獨立判斷，謹防欺詐行為。

sa387gr91美標大型核電站用鋼、sa387gr91鉻鉬合金鋼執行標準、...

sa387gr91美標大型核電站用鋼、sa387gr91鉻鉬合金鋼執行標準、常用規格 是大型核電站用鋼，一般狀況也用在其他地方，俗稱“P91”“T91”，執行美國ASME標準，相當于國標的10Cr9Mo1VNb，SA387Gr91Cl2鋼板和P91的區別實際兩則是一樣的前者是鋼板叫法后邊是鋼管叫法。 SA387Gr91Cl2鋼板為馬氏體耐熱鋼，其組織處于M-F的邊界，他較SA335-P22有更高的熱強性、熱穩定性和抗腐蝕性。 SA387Gr91Cl2鋼板不僅具有高的抗氧化性能和抗高溫蒸汽腐蝕性能，而且還具有良好的沖擊韌性和高而穩定的持久塑性及熱強性能。 在使用溫度低于620℃時，其許用應力高于奧氏體不銹鋼。 在550℃以上，推薦的設計許用應力約為T9和2.25Cr-1Mo鋼的兩倍。 SA387Gr91執行標準:SA-387/SA-387M(與ASTM標準A387/A387M-11完全等同)。 SA387Gr91CL2鋼板執行標準:ASMESA-387/SA-387M-2017。 SA387Gr91的冶煉方法:煉鋼操作-鋼材應為鎮靜鋼，處理方法為正火+回火，正火溫度是1040°~1080℃，回火溫度730°~800℃。 規范及金相組織:熱處理規范:淬火850℃±20℃，油冷;回火500℃±50℃(特殊需要時，±30℃)。 在中溫(350～480)臨氫環境中具有防止氫脆、氫腐蝕、氫剝離、硫化物腐蝕性能，同時具有良好的低回火脆性。 還具有良好的沖擊韌性和高而穩定的持久塑性及熱強性能。 在使用溫度低于620時，其許用應力高于奧氏體不銹鋼。 在550以上，推薦的設計許用應力約為T9和2.25Cr-1Mo鋼的兩倍。 有良好耐晶間腐蝕性。 運用特殊的冶煉手段，降低磷的含量從而使到SA387具有很高的抗脆性，同時在低溫環境下也具有良好的沖擊韌性。 SA387材料適用于在高溫下加氫反應和轉換設備中的精煉和氣體處理，鋼板的最大厚度可達250mm厚度。 根據不同的厚度和沖擊要求，SA387鋼板的熱處理選擇正火加回火或者正火加快速冷卻加回火的處理。 SA387Gr91修補焊接工藝——所有在91級別鋼中的修補焊接，應采用下列焊接工藝和焊接耗材之一來完成: 氣體保護金屬極弧焊(SMAW)，A5.5/A5.5M，E90XX-B9;埋弧焊(SAW)，A5.23/5.23MEB9+中性助熔劑;鎢極惰性氣體保護焊(GTAW)，A5.28/A5.28MER90S-B9;以及藥芯焊絲電弧焊(FCAW)，A5.29/A5.29ME91T1-B9。 此外，用于焊接修補91級別鋼的所有焊接耗材的鎳加錳(Ni+Mn)的含量不得超過1.0%。 一般要求和訂貨須知: 1.按本標準供應的鋼板應符合A20/A20M標準的要求。 這些要求包括試驗和復試方法與程序、尺寸和重量的允許偏差、質量和缺陷的修補、標志和裝載和訂貨信息。 2.除本標準規定的基本要求外，為滿足最終使用要求而需更多的控制、試驗或檢驗時，可采用若干附加要求。 采購方應查閱本標準中列出的附加要求和A20/A20M標準中的詳細要求。 3.如本標準中的要求與A20/A20M標準中的要求不一致時，則以本標準中的要求為準。 SA387Gr91主要廣泛應用于石油、化工、電站、鍋爐等行業，用于制作反應器、換熱器、分離器、球罐、油氣罐、液化氣罐、核能反應堆壓力殼、鍋爐汽包、液化石油汽瓶、水電站高壓水管、水輪機蝸殼等設備及構件。 6-12mm*1200-2000mm*5000*10000mm 14-20mm*1500-22000mm*6000-13000mm 22-40mm*1800-2500mm*10000-15000mm

鞍鋼特厚核電安全殼用鋼板實現全球首發,率先在"國和一號"示范項目上應用,并為海陽3號核電機組獨家供貨核反應堆安全殼整體裝備用鋼

日前，由鞍鋼股份生產的厚度為130毫米的特厚核電安全殼用鋼板實現全球首發，率先在"國和一號"示范項目上應用，并為海陽3號核電機組獨家供貨核反應堆安全殼整體裝備用鋼。 核反應堆安全殼是三代核電機組防止核泄漏的最后一道安全屏障，位置極其關鍵。 特殊的使用環境要求核反應堆安全殼用鋼板具有強韌性優異的常溫及高溫力學性能、較高的鋼質潔凈度和良好的成型性能及焊接性能等。 為破解我國核電技術關鍵材料自主研發課題，支撐我國自主研制的三代大型先進壓水堆核電機組示范項目建設，鞍鋼股份核電用鋼團隊根據核電裝備國產化、材料自主化整體要求，與相關設計單位及用戶、業主合作，成功突破ASME(美國機械工程師協會)標準關于核反應堆安全殼用鋼板最大厚度100毫米的限制，將可應用厚度拓展到130毫米。 同時，進一步優化相關性能指標，通過創新設計鋼板化學成分、組織和生產工藝，解決了厚度增加、強度及韌性下降、全厚度范圍內組織及性能不均勻等難題。 在供貨過程中，鞍鋼核電用鋼產銷研團隊密切配合，依靠先進的生產技術和裝備，成功完成厚度為130毫米的特厚核電安全殼用鋼板研制工作，順利通過用戶成型評價，率先在代表當今世界三代核電技術先進水平、我國自主研制設計的"國和一號"示范項目上應用，并為海陽3號核電機組獨家供貨核反應堆安全殼整體裝備用鋼。 相關專家認為，鞍鋼集團厚度為130毫米的特厚核電安全殼用鋼板的成功開發生產和應用，有效促進了我國核電用鋼國產化進程和技術進步，對同類產品的國產化具有深遠影響，有力支撐了我國核電技術取得更大突破。

SA387Gr91核電站用鋼板性能及應用

SA387Gr91核電站用鋼板性能及應用 0.04-0.15-≤ 0.010.020.090.250.04 4、特性:4.1、SA387Gr91鋼相當于國標10Cr9Mo1VNbN，具有高的抗氧化性能和抗高溫蒸汽腐蝕性能。 4.2、在中溫(350～480)臨氫環境中具有防止氫脆、氫腐蝕、氫剝離、硫化物腐蝕性能，同時具有良好的低回火脆性。 4.3、還具有良好的沖擊韌性和高而穩定的持久塑性及熱強性能。 在使用溫度低于620時，其許用應力高于奧氏體不銹鋼。 在550以上，。 屈服強度≥415MPa伸長率≥20%3、SA387Gr91化學成分: 鋼板C SA3870.08-0.3-0≤0.LeabharlannBaidu8.0-90.85-≤ 0.06-0.18-≤ 1.050.010.020.10.250.04 推薦的設計許用應力約為T9和2.25Cr-1Mo鋼的兩倍。 有良好耐晶間腐蝕性。 4.4、運用特殊的冶煉手段，降低磷的含量從而使到SA387具有很高的抗脆性，同時在低溫環境下也具有良好的沖擊韌性。 4.5、SA387材料適用于在高溫下加氫反應和轉換設備中的精煉和氣體處理，鋼板的最大厚度可達250mm厚度。 根據不同的厚度和沖擊要求，SA387鋼板的熱處理選擇正火加回火或者正火加快速冷卻加回火的處理。 5、SA387Gr91適用范圍:用于制造抵抗硫酸、磷酸、蟻酸、醋酸的設備。 廣泛使用于化工制造、石油化工以及火力發電廠設備的制造，如合成氨反應器、煤氣化爐、變換爐和加氫反應器等。 6、SA387Gr91應用:鋼可作為亞臨界、超臨界鍋爐壁溫≤625的高溫過熱器、再熱器用鋼管，以及壁溫≤600高溫集箱和蒸汽管道，也可作為核電熱交換器以及石油裂化裝置爐管。 廣泛應用于石油、化工、電站、鍋爐等行業，用于制作反應器、換熱器、分離器、球罐、油氣罐、液化氣罐、核能反應堆壓力殼、鍋爐汽包、液化石油汽瓶、水電站高壓水管、水輪機蝸殼等設備及構件。 7、SA387Gr91鋼板現貨資源很少，一般都是客戶指定訂軋，除非多軋出來的但也沒有多少，但可以給沒用過的客戶做試驗用。 總之，由舞陽鋼廠軋制的SA387Gr91鋼板技術成熟，鋼板質量優良，內部探傷強。 SA387Gr91核電站用鋼板 1、牌號SA-387GR91美國ASME材料鉻鉬合金鋼，在中溫(350～480℃)臨氫環境中具有防止氫脆、氫腐蝕、氫剝離、硫化物腐蝕性能，同時具有良好的低回火脆性，廣泛使用于化肥、石油化工以及火力發電廠設備的制造，如合成氨反應器、煤氣化爐、變換爐和加氫反應器等。 2、力學性能:抗拉強度≥585MPa。

SA387Gr91鉻鉬合金鋼特性SA387Gr91是大型核電站用鋼

SA387Gr91是大型核電站用鋼 SA387Gr91應用 1、SA387Gr91特性: 1.1、SA387Gr91鋼相當于國標10Cr9Mo1VNbN，具有高的抗氧化性能和抗高溫蒸汽腐蝕性能。 1.2、在中溫(350～480)臨氫環境中具有防止氫脆、氫腐蝕、氫剝離、硫化物腐蝕性能，同時具有良好的低回火脆性。 1.3、還具有良好的沖擊韌性和高而穩定的持久塑性及熱強性能。 在使用溫度低于620時，其許用應力高于奧氏體不銹鋼。 在550以上，推薦的設計許用應力約為T9和2.25Cr-1Mo鋼的兩倍。 有良好耐晶間腐蝕性。 1.4、運用特殊的冶煉手段，降低磷的含量從而使到SA387具有很高的抗脆性，同時在低溫環境下也具有良好的沖擊韌性。 1.5、SA387材料適用于在高溫下加氫反應和轉換設備中的精煉和氣體處理，鋼板的最大厚度可達250mm厚度。 根據不同的厚度和沖擊要求，SA387鋼板的熱處理選擇正火加回火或者正火加快速冷卻加回火的處理。 2、SA387Gr91是美國ASME材料鉻鉬合金鋼，是大型核電站用鋼，一般情況也用在其他地方。 3、化學成分:采用鋼錠或大厚度連鑄坯兩種成材模擁有為齊全的寬厚板熱處理裝備確保了軋制時足夠的壓縮比，保證鋼配備車底式爐、外機爐、輥底式爐和淬火爐材內部組織致密。 鋼板牌號 SA387Gr91 0.08-0.012 0.30-0.6 8.0-9.5 0.85-1.05 0.01 0.02 0.06-0.1 0.18-0.25 0.04 SA387Gr92 0.30-0.13 0.2-0.5 8.5-9.5 0.3-0.6 0.04-0.09 0.15-0.25 PS:具體化學成分應在鋼廠材質書中注明 4、SA387Gr91熱處理方法:正火+回火。(即SA387Gr91交貨狀態)。 SA387Gr91正火溫度是1040~1080℃;SA387Gr91回火溫度730~800℃。 5、機械性能: 6、SA387Gr91適用范圍:用于制造抵抗硫酸、磷酸、蟻酸、醋酸的設備。 廣泛使用于化工制造、石油化工以及火力發電廠設備的制造，如合成氨反應器、煤氣化爐、變換爐和加氫反應器等。 7、SA387Gr91應用:鋼可作為亞臨界、超臨界鍋爐壁溫≤625的高溫過熱器、再熱器用鋼管，以及壁溫≤600高溫集箱和蒸汽管道，也可作為核電熱交換器以及石油裂化裝置爐管。 本站是提供個人知識管理的網絡存儲空間，所有內容均由用戶發布，不代表本站觀點。

新建核電站用什么鋼材啊

呵呵 這個問題非常難回答，一個核電站所需要的材料是多種多樣的，因為核反應堆的不同地方用的材料不一樣，有一般的厚板還有不銹鋼 ...

Q420HD鋼板核電站用碳素鋼和低合金鋼鋼板_要求

Q420HD鋼的牌號由代表"屈"字的漢語拼音首位字母、規定的最小屈服強度數值、"核電"的漢語拼音首位字母三個部分組成。 其中:Q-"屈"的漢語拼音的首位字母:420-規定的最小屈服強度數值，單位MPa:HD-"核電"的漢語拼音的首位字母。 當要求鋼板具有厚度方向性能時，則在上述規定的牌號后加上代表厚度方向(Z向)性能級別的符號，例如:Q420HDZ25. 二、化學成分(wt%) 1.Q420HD(≤40mm)成分備注:鋼板厚度>65mm時，Mn含量最大可提高到1.6;Nb+V≤0.08;當加入鋁細化晶粒時，Als≥0.015或Alt≥0.02.當加入Nb、V、Ti等其他合金元素時，Al含量下限可不作要求。 2.Q420HD(>40~100mm) 成分備注:Nb+V≤0.08;當加入鋁細化晶粒時，Als≥0.015或Alt≥0.02.當加入Nb、V、Ti等其他合金元素時，Al含量下限可不作要求。 Ceq=C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+(Ni+Cu)/15 四、高溫拉伸性能五、相關標準牌號對照表本標準與采用的ASME和ASTM標準牌號對照見表A1 六、核電用鋼特點 核電用鋼特點主要包括以下幾個方面: 1、核電用鋼品種齊全、范圍廣泛。 鋼種涵蓋了碳素鋼、合金鋼、不銹鋼及鎳基材料等，并且均有較為嚴格的要求。 由于核島設備用鋼長期工作在高溫、高壓等環境，因此要求具有適宜的強度、高的韌性及低的脆性轉變溫度(NDT)。 2、核電用鋼生產難度大，接近國內外先進軋機極限水平。 主要是鋼板單重重、規格大，屬超寬、超厚、超重型。 如CPR1000蒸汽發生器筒體用鋼18MND5，僅一張鋼板單重就接近40t左右。 3、嚴格的化學成分要求。 常規島設備用鋼一般要求P、S含量在0.015%以下，而核島設備用鋼則要求P、S含量小于0.010%、0.0005%。 4、嚴格、復雜的力學性能要求。 取樣數量明顯增多，需要在交貨狀態、試模擬焊后熱處理(SPWHT)后進行高溫、常溫及低溫等不同狀態的不同位置進行縱橫向檢驗，如穩壓器用16MND5鋼板，一張鋼板要求最多需檢驗50余個沖擊試樣。 5、在工作溫度下要有良好的組織穩定性、可焊性、冷熱加工性核抗疲勞強度，在反應堆輻照條件下應具有良好的抗輻照脆化敏感性。 6、具有嚴格的無損檢測要求。 核電設備用鋼大都需要進行100%超聲波檢驗，鋼板表面需要進行磁粉探傷，同時對探傷操作人員資質提出了較高的要求。 7、考慮長期承受中子輻射作用，由于合金元素越多，整體抗中子輻射能力越弱，一般采用抗輻射能力強的稀少合金元素鋼材，目前世界各國廣泛認同的是Mn-Ni-Mo系低合金高強度鋼。 8、核電用鋼主要分為碳鋼及合金鋼兩大領域。 國際上較為典型的核電用鋼主要有美國的A508-3、A533(B、D)、德國的BHW35、法國的16MND5、日本的SFVV3等。

科普丨秒懂核電用鋼?這篇文章你不得不看!

說到核電，大家都會覺得很高端，那么核電用鋼是不是也很高端呢?這要看其所用什么部位，而且不同核電站用鋼要求也不同，今天我們將從壓水堆核電站的主要設施各部位用鋼講解:核電都用什么鋼? 首先我們要了解一下壓水堆核電站的主要設施分布: ▲圖1核電站主要設施分布圖 1安全殼;2汽輪機發電廠房;3燃料操作廠房;4輔助設備廠房 其次，我們要了解一下核電站工藝流程: ▲圖2核電站工藝流程圖(一回路，二回路) ▲圖3核島與常規島的區別 壓水堆核電站的核島和常規島中，大部分部件采用鋼鐵材料。 除核燃料包殼、控制棒驅動機構和蒸汽發生器傳熱管等部件采用鋯合金和鎳基合金外，其余設備均采用鋼鐵材料。 下面我們從各部件開始講解核電用鋼的發展及材料性能:。 一回路管道用鋼 一回路主管道是核電站正常、非正常、事故和試驗工況下，防止核反應裂變產物外泄至安全殼的重要屏障。 早期核電站的部分主管道曾選用低合金鋼管，并在管內堆焊不銹鋼。 之后的核電主管道普遍采用18-8型奧氏體不銹鋼，并在此基礎上不斷優化成分和生產工藝。 穩定化的奧氏體不銹鋼:在18-8型不銹鋼中加入鈦(Ti)或鈮(Nb)提高耐晶間腐蝕性能，但其焊接性能不好且造成夾雜物過多，影響彎管的加工。 304和316奧氏體不銹鋼:304不銹鋼在18-8型奧氏體不銹鋼基礎上降低碳含量，316鋼又加入了2%的鉬(Mo)，但它們在480～820℃之間長期停留仍有敏化的傾向。 超低碳304L和316L奧氏體不銹鋼:在原來的鋼種上繼續降低碳含量，獲得了優異的耐晶間腐蝕、焊接性能和加工性能，但最大的問題是強度不足。 第2代壓水堆核電站的一回路主管道采用的是鑄造雙相不銹鋼，在奧氏體基體中增加少量的鐵素體(12%～20%)，不僅提高了材料的強度和抗熱裂性，還能夠抑制應力腐蝕的發生。 第3代壓水堆AP1000核電站的一回路主管道采用整體鍛造的316LN奧氏體不銹鋼，屬于超低碳控氮奧氏體不銹鋼，是在316L的基礎上加入氮元素，既能夠提高材料的強度，同時仍保持較高的塑韌性水平。 反應堆壓力容器用鋼 反應堆壓力容器在高溫、高壓、流體沖刷和腐蝕，以及強烈的中子輻照等惡劣條件下運行，其設計壽命不低于40年且不可更換。 壓力容器材料必須滿足以下特殊要求:足夠高的純凈度、致密度和均勻度，適當的強度和良好的韌塑性，優良的抗輻照脆化和耐時效老化性能，優良的焊接性、冷熱加工性能以及優良的抗腐蝕性能等。 ▲圖4核反應堆示意圖 ▲圖6反應堆壓力容器實物外觀圖 ▲圖7反應堆壓力容器實物外觀圖 最早的壓力容器材料選用鍋爐用碳(C)-錳(Mn)鋼A212B(鍛件為A105)，隨后改用淬透性和高溫性能更好的Mn-Mo鋼A302B(鍛件為A336)。 20世紀60年代中期對A302B鋼添加鎳(Ni)，發展出淬透性和韌性更好的Mn-Mo-Ni鋼A533B(鍛材為A508-Ⅱ鋼)。 A508-Ⅲ鋼在A508-Ⅱ鋼基礎上，通過降低C、鉻(Cr)、Mo含量，提高Mn含量發展而來，是目前大型壓水堆壓力容器的首選材料。 蒸汽發生器用鋼 ▲圖8蒸汽發生器剖面圖 ▲圖10核電站發電機組圖 由于要承受高溫、高壓和介質的腐蝕、磨蝕等作用，蒸汽發生器部件尤其是傳熱管對材料性能的要求很苛刻。 早期的核電站由于蒸汽發生器選材或加工工藝不當等發生過多起因蒸汽發生器故障而停堆的事故，如1989年法國的某1300MW核電站，1993年的美國特洛伊核電站和載恩核電站，2000年美國印第安角核電站等。 蒸汽發生器的外殼(包括上封頭、上筒體、下筒體以及錐形體)由鐵素體鋼板制成; U型傳熱管過去使用18-8不銹鋼，目前已廣泛采用690、800等Ni基合金; 管板采用高強度低合金鋼鍛造而成，一回路冷卻劑側為不銹鋼堆焊層。 核級閥門在核電設備中屬于關鍵附件，連接了核電站的300多個子系統，其種類主要有閘閥、截止閥、止回閥、蝶閥、安全閥、主蒸汽隔離閥、球閥、隔膜閥、減壓閥和控制閥等。 雖然核級閥門在核電站的建設成本中占比很小，但在核電站所有部件的維修成本中，核級閥門的維修成本占據了50%以上。 核級閥門選用的材料一般需要具備良好的耐蝕性、抗輻照、抗沖擊和抗晶間腐蝕，因此在一些主系統中均采用低碳甚至超低碳奧氏體型不銹鋼做主體材料，并選用一些強度高、韌性好、耐高溫高壓、抗沖蝕和擦傷性能優越的合金材料來做閥桿或密封面等零件。 按照閥體材料的選擇，核島中碳鋼閥門約占41%、不銹鋼閥門約占55%、其他材料閥門僅占約4%。 其部件繁多、結構復雜、精度要求高，且需要承受高溫高壓、中子輻照、冷卻劑腐蝕等考驗。 第2代壓水堆核電站的堆內主體結構材料一般是奧氏體不銹鋼，如304L、304LN、321、347、310，螺栓類材料為316LN、321H不銹鋼，某些特殊件采用了馬氏體不銹鋼，如壓緊彈簧的1Cr13。

一種核電站安全殼用SA738GrB鋼板及制造方法與流程

本發明涉及鋼鐵冶煉技術領域，特別是涉及一種核電站安全殼用sa738grb鋼板及制造方法。 據國際權威機構預測，到2038年，全球將興建90座至300座1600兆瓦的反應堆，核電發展進入快速上升期。 我國核電建設起步于上世紀八十年代中期，發展迅猛，截止到2017年，大陸地區在運核電機組共37臺，在建核電機組共19臺，在建核電機組數量居世界第一。 到2020年，我國核電運行和在建裝機將達到8800萬千瓦，核電裝機容量占國內電力總裝機容量5%以上。 安全殼作為核島設備的保護裝置，是壓水堆核電站的重要組成部分，也是防止放射性物質泄漏的最后一道安全屏障。 目前，我國的主要核電堆型是西屋公司設計的ap1000核電堆型，其鋼質安全殼主要用料是sa738gr.b鋼板，鋼種厚度規格較高，并且技術指標要求苛刻，性能控制較為困難。 隨著國際上對于核電站安全性要求的提高，對于其鋼制安全殼鋼板的性能要求也越來越高，從核安全殼安全性的角度考慮，應盡量減少組件的焊縫長度，因此，核反應堆安全殼的發展方向之一就是一體化和整體化，在保證性能的基礎上，同時提高厚度和寬度，具有很大的難度。 超寬超厚鋼板由于同時兼具大厚度和大寬度，在制作核電站安全殼時比其他尺寸的鋼板利用率更高，不僅能節省焊接工作量，而且能提高安全殼的安全性。 目前，關于該鋼種的發明專利中，均未能同時達到101mm厚，4650mm寬，如:。 cn201811165254.3公開一種特寬特厚核電常規島設備用鋼及其制造方法，鋼中含有c:0.10%～0.18%，si:0.15%～0.40%，mn:0.90%～1.50%，p≤0.02%，s≤0.005%，ni:0.10%～0.30%，cr:0.15%～0.30%，v:0.01%～0.05%，nb:0.01%～0.05%，als:0.015%～0.04%，余量為鐵和不可避免的雜質。 連鑄坯加熱溫度1200～1250℃，在爐時間4～6h;第ⅰ階段開軋溫度≥1100℃，總壓下率≥60%;第ⅱ階段開軋溫度900～950℃，終軋溫度800～850℃;正火溫度880～920℃，保溫時間1～3min/mm，出爐后自然冷卻。 成品鋼板厚60～100mm，寬4000～5100mm，滿足核電站常規島設備用鋼的使用條件。 該發明專利在寬度方面達到了目前行業的最高值，但其100mm厚的鋼板寬度最大只能做到4200mm，且正火后強度較低。 cn201510302071.1公開了一種大厚度sa738gra鋼板及其生產方法，其由以下重量百分比的成分組成:c:0.14%～0.16%，si:0.25%～0.45%，mn:1.35%～1.45%，p≤0.020%，s≤0.010%，cr:0.15%～0.20%，mo≤0.06%，ti≤0.02%，ni:0.20%～0.30%，cu≤0.05%，al:0.020%～0.050%，v≤0.07%，nb≤0.04%，nb+v≤0.07%，余量為fe和不可避免的雜質。 該鋼板優化了鋼板中各元素組分及配比，使得sa738gra鋼板的厚度達到112mm，所得鋼板滿足asmesa578/sa578m探傷標準中b級的要求，但是該發明鋼板寬度未知，屈服強度僅在310mpa左右，且低溫韌性較差，-46℃沖擊功約27焦耳左右。 cn201610058164.9公開了一種核島設備用大厚度sa738grb鋼板及生產方法，鋼板成分的重量百分含量為:c:0.05%～0.20%，si:0.15%～0.55%，mn:0.90%%～1.60%，p≤0.009%，s≤0.006%，cr≤0.30%，mo≤0.30%，cu≤0.35%，ni≤0.60%，v≤0.07%，nb≤0.04%，ti≤0.03%，余量為fe和不可避免的雜質。 改鋼板采用調質熱處理工藝，通過微合金元素形成復合強化，獲得了良好的強韌性匹配。 該鋼板厚度最厚可達130mm，但同樣對于寬度無數據。 技術實現要素: 為了解決以上技術問題，本發明提供一種核電站安全殼用sa738grb鋼板，厚度規格為101mm，寬度規格為4650mm，其化學成分及質量百分比如下:c≤0.2%，si:0.13%～0.6%，mn:0.9%～1.6%，ni≤0.6%，cr≤0.3%，nb≤0.05%，mo≤0.35%，v≤0.08%，ti≤0.03%，余量為fe和不可避免的雜質。 技術效果:本發明設計的鋼板成品厚度在101mm，同時寬度達到4650mm，具有良好的強韌性、可焊接性等優點，滿足核電站安全殼的使用要求。 本發明進一步限定的技術方案是:

核電站安全殼用厚鋼板及其制造方法.pdf

核電站安全殼用厚鋼板及其制造方法.pdf 本發明公開了一種核電站安全殼用厚鋼板，其厚度為10～60mm，其化學元素質量百分含量為:C:0.06～0.15%;Si:0.10～0.40%;Mn:1.0～1.5%;Mo:0.10～0.30%;P≤0.012%;S≤0.003%;Al:0.015～0.050%;Ni:0.20～0.50%;以及V≤0.05%，Ti≤0.03%，Cr≤0.25%，Nb≤0.03%，Ca:0.0005～0.0050%中的至少一種;余量為Fe和其他不可避免的雜質。 相應地，本發明還公開了該核電站安全殼用厚鋼板的制造方法。 本發明所述的核電站安全殼用厚鋼板具有高強度，高韌性度，并且在低溫情況下母材及熱影響區都具有良好的沖擊韌性，適合應用于核電站安全殼制造