SA738GrB核电钢,SA738GrB对应材质,SA738GrB钢板定轧

SA738GrB钢板是属于核电用钢板，中低温压力容器用钢板。 主要应用于核电站专用设备的制造。 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 著作权归作者所有。 商业转载请联系作者获得授权，非商业转载请注明出处。 主要用于核电站常规岛及核岛以及其附属设施。 广泛应用于广东大亚湾核电站、岭澳核电站、辽宁红沿河核电站、福清核电站、广西防城港核电站、秦山核电站、阳江核电站、海阳核电站等 终于回来了!三球时隔20场复出期间黄蜂战绩惨淡3胜17负 "波音737MAX9有重大问题"!美官方机构定调，该机型继续停飞，波音为何"拧不紧螺栓" 应国家法律要求，使用互联网服务需完成实名验证。 为保障您账号的正常使用，请尽快完成手机验证，感谢您的理解和支持! 1文莱"亚洲最帅王子"迎娶平民女孩，现金聘礼约5400元。

SA738Gr.B核电站钢安全壳用钢

SA738Gr.B核电站钢安全壳用钢 久华钢板 一、SA738Gr.B钢板的生产工艺生产工艺:转炉冶炼-LF精炼-VD真空脱气-270mm*2100mm断面连铸-加热-双机架轧制。 可定扎规格:厚度:8-106mm，宽度:1600-4020mm，长度:6000-17500mm。 二、SA738Gr.B执行标准SA738Gr.B执行标准ASME，SA738Gr.B核电站钢安全壳用钢 三、SA738Gr.B化学成分品种化学成分(wt%)力学性能SA738Gr.B(>40~65mm)-板(>40~65)CSiMnPSYSRmAkv≤0.20.15~0.550.9~1.5≤0.025≤0.025≥415585~705≥47品种化学成分(wt%)力学性能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应用分析及发展情况 ASME规范第I卷NE分卷的规定:钢制安全壳(SA-738Gr.B钢)焊后不进行热处理的允许最大壁厚为44.5mm。 C，热处理升/降温时，425。 C以上时应控制钢板的升/降温速率，425。 C以上钢板升/降温速率不应大于100C/h，热处理的保温时间为2小时10分钟。 核电站钢制安全壳是反应堆厂房的一道重要安全屏障，它可以在反应堆冷却剂失水事故中包容从堆芯来的辐射。 目前国内二代或二代改进型核电站的钢制安全壳(或钢衬里)多选用国产的 20HR P265GH 核电站钢板 写下你的评论...还没有评论，发表第一个评论吧 文章被以下专栏收录 碳钢板材质性能知识。

SA738Gr.B核电站壳用钢板详解_陕西舞阳钢铁销售有限责任公司

主营:郑州压力容器用钢板生产，郑州耐磨板销售，郑州低合金高强板供应免费店铺 SA738Gr.B核电站壳用钢板详解 SA738Gr.B核电站壳用钢板详情 1、SA738Gr.B钢板介绍: SA738Gr.B钢板属于中低温压力容器用热处理钢板，SA738Gr.B钢板有着良好的低温冲击性能和高温拉伸性能，较好的焊接性能，广泛应用于第三代AP1000和CAP1400核电站壳和结构模块。 2、低温用钢: 用于制造在-20℃以下使用的压力设备和结构，要求具有良好的低温韧性和焊接性能的钢。 根据使用温度不同，主要用钢有低合金高强度钢、镍钢和奥氏体不锈钢。 3、SA738Gr.B钢板的交货状态和执行标准: 交货状态:调质(回火+淬火)PS:如客户需要其他特殊交货状态应在合同之中注明。 执行标准:SA738Gr.B钢板是美标钢板，执行美标ASME标准。 4、SA738Gr.B钢板的特点:舞钢SA-738Gr.B钢板厚度可达106mm，冲击功的温度达到-45℃、无塑形转变温度(NDT)达到-30℃以下。 5、SA738Gr.B的包装、标志、质量证明书:钢板的包装、标志、质量证明书应符合GB/T247的规定。 6、SA738Gr.B钢板的化学成分(熔炼分析%):SA738Gr.B化学成分 7、SA738Gr.B使用方向: 核电站钢制壳是反应堆厂房的一道重要屏障，它可以在反应堆冷却剂失水事故中包容从堆芯来的辐射。 目前国内二代或二代改进型核电站的钢制壳(或钢衬里)多选用国产的20HR、法国的A42和欧洲标准的P265GH等优质的低合金钢和碳素结构钢，但上述钢板强度不高，韧性水平偏低，不能满足第三代AP1000和CAP1400核电站钢制壳用钢性能的要求。 为此，国内核电站钢制壳设计采用了符合ASME标准生产的SA738Gr.B钢作为壳的制造材料，该种钢为低合金高强钢，焊接性能较好，但是该钢因为Cr，Mo等元素的存在，焊接过程中如果焊接工艺不恰当，焊接接头热影响区存在脆化、热应变脆化及产生焊接裂纹的危险存在，为了防止焊接裂纹通常采用低氢型焊条和焊前预热等方式。 0条评论0人参与 购买相关产品时务必先行确认商家资质、产品质量以及比较产品价格，慎重作出个人的独立判断，谨防欺诈行为。

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sa387gr91美标大型核电站用钢、sa387gr91铬钼合金钢执行标准、常用规格 是大型核电站用钢，一般状况也用在其他地方，俗称“P91”“T91”，执行美国ASME标准，相当于国标的10Cr9Mo1VNb，SA387Gr91Cl2钢板和P91的区别实际两则是一样的前者是钢板叫法后边是钢管叫法。 SA387Gr91Cl2钢板为马氏体耐热钢，其组织处于M-F的边界，他较SA335-P22有更高的热强性、热稳定性和抗腐蚀性。 SA387Gr91Cl2钢板不仅具有高的抗氧化性能和抗高温蒸汽腐蚀性能，而且还具有良好的冲击韧性和高而稳定的持久塑性及热强性能。 在使用温度低于620℃时，其许用应力高于奥氏体不锈钢。 在550℃以上，推荐的设计许用应力约为T9和2.25Cr-1Mo钢的两倍。 SA387Gr91执行标准:SA-387/SA-387M(与ASTM标准A387/A387M-11完全等同)。 SA387Gr91CL2钢板执行标准:ASMESA-387/SA-387M-2017。 SA387Gr91的冶炼方法:炼钢操作-钢材应为镇静钢，处理方法为正火+回火，正火温度是1040°~1080℃，回火温度730°~800℃。 规范及金相组织:热处理规范:淬火850℃±20℃，油冷;回火500℃±50℃(特殊需要时，±30℃)。 在中温(350～480)临氢环境中具有防止氢脆、氢腐蚀、氢剥离、硫化物腐蚀性能，同时具有良好的低回火脆性。 还具有良好的冲击韧性和高而稳定的持久塑性及热强性能。 在使用温度低于620时，其许用应力高于奥氏体不锈钢。 在550以上，推荐的设计许用应力约为T9和2.25Cr-1Mo钢的两倍。 有良好耐晶间腐蚀性。 运用特殊的冶炼手段，降低磷的含量从而使到SA387具有很高的抗脆性，同时在低温环境下也具有良好的冲击韧性。 SA387材料适用于在高温下加氢反应和转换设备中的精炼和气体处理，钢板的最大厚度可达250mm厚度。 根据不同的厚度和冲击要求，SA387钢板的热处理选择正火加回火或者正火加快速冷却加回火的处理。 SA387Gr91修补焊接工艺——所有在91级别钢中的修补焊接，应采用下列焊接工艺和焊接耗材之一来完成: 气体保护金属极弧焊(SMAW)，A5.5/A5.5M，E90XX-B9;埋弧焊(SAW)，A5.23/5.23MEB9+中性助熔剂;钨极惰性气体保护焊(GTAW)，A5.28/A5.28MER90S-B9;以及药芯焊丝电弧焊(FCAW)，A5.29/A5.29ME91T1-B9。 此外，用于焊接修补91级别钢的所有焊接耗材的镍加锰(Ni+Mn)的含量不得超过1.0%。 一般要求和订货须知: 1.按本标准供应的钢板应符合A20/A20M标准的要求。 这些要求包括试验和复试方法与程序、尺寸和重量的允许偏差、质量和缺陷的修补、标志和装载和订货信息。 2.除本标准规定的基本要求外，为满足最终使用要求而需更多的控制、试验或检验时，可采用若干附加要求。 采购方应查阅本标准中列出的附加要求和A20/A20M标准中的详细要求。 3.如本标准中的要求与A20/A20M标准中的要求不一致时，则以本标准中的要求为准。 SA387Gr91主要广泛应用于石油、化工、电站、锅炉等行业，用于制作反应器、换热器、分离器、球罐、油气罐、液化气罐、核能反应堆压力壳、锅炉汽包、液化石油汽瓶、水电站高压水管、水轮机蜗壳等设备及构件。 6-12mm*1200-2000mm*5000*10000mm 14-20mm*1500-22000mm*6000-13000mm 22-40mm*1800-2500mm*10000-15000mm

鞍钢特厚核电安全壳用钢板实现全球首发,率先在"国和一号"示范项目上应用,并为海阳3号核电机组独家供货核反应堆安全壳整体装备用钢

日前，由鞍钢股份生产的厚度为130毫米的特厚核电安全壳用钢板实现全球首发，率先在"国和一号"示范项目上应用，并为海阳3号核电机组独家供货核反应堆安全壳整体装备用钢。 核反应堆安全壳是三代核电机组防止核泄漏的最后一道安全屏障，位置极其关键。 特殊的使用环境要求核反应堆安全壳用钢板具有强韧性优异的常温及高温力学性能、较高的钢质洁净度和良好的成型性能及焊接性能等。 为破解我国核电技术关键材料自主研发课题，支撑我国自主研制的三代大型先进压水堆核电机组示范项目建设，鞍钢股份核电用钢团队根据核电装备国产化、材料自主化整体要求，与相关设计单位及用户、业主合作，成功突破ASME(美国机械工程师协会)标准关于核反应堆安全壳用钢板最大厚度100毫米的限制，将可应用厚度拓展到130毫米。 同时，进一步优化相关性能指标，通过创新设计钢板化学成分、组织和生产工艺，解决了厚度增加、强度及韧性下降、全厚度范围内组织及性能不均匀等难题。 在供货过程中，鞍钢核电用钢产销研团队密切配合，依靠先进的生产技术和装备，成功完成厚度为130毫米的特厚核电安全壳用钢板研制工作，顺利通过用户成型评价，率先在代表当今世界三代核电技术先进水平、我国自主研制设计的"国和一号"示范项目上应用，并为海阳3号核电机组独家供货核反应堆安全壳整体装备用钢。 相关专家认为，鞍钢集团厚度为130毫米的特厚核电安全壳用钢板的成功开发生产和应用，有效促进了我国核电用钢国产化进程和技术进步，对同类产品的国产化具有深远影响，有力支撑了我国核电技术取得更大突破。

SA387Gr91核电站用钢板性能及应用

SA387Gr91核电站用钢板性能及应用 0.04-0.15-≤ 0.010.020.090.250.04 4、特性:4.1、SA387Gr91钢相当于国标10Cr9Mo1VNbN，具有高的抗氧化性能和抗高温蒸汽腐蚀性能。 4.2、在中温(350～480)临氢环境中具有防止氢脆、氢腐蚀、氢剥离、硫化物腐蚀性能，同时具有良好的低回火脆性。 4.3、还具有良好的冲击韧性和高而稳定的持久塑性及热强性能。 在使用温度低于620时，其许用应力高于奥氏体不锈钢。 在550以上，。 屈服强度≥415MPa伸长率≥20%3、SA387Gr91化学成分: 钢板C SA3870.08-0.3-0≤0.LeabharlannBaidu8.0-90.85-≤ 0.06-0.18-≤ 1.050.010.020.10.250.04 推荐的设计许用应力约为T9和2.25Cr-1Mo钢的两倍。 有良好耐晶间腐蚀性。 4.4、运用特殊的冶炼手段，降低磷的含量从而使到SA387具有很高的抗脆性，同时在低温环境下也具有良好的冲击韧性。 4.5、SA387材料适用于在高温下加氢反应和转换设备中的精炼和气体处理，钢板的最大厚度可达250mm厚度。 根据不同的厚度和冲击要求，SA387钢板的热处理选择正火加回火或者正火加快速冷却加回火的处理。 5、SA387Gr91适用范围:用于制造抵抗硫酸、磷酸、蚁酸、醋酸的设备。 广泛使用于化工制造、石油化工以及火力发电厂设备的制造，如合成氨反应器、煤气化炉、变换炉和加氢反应器等。 6、SA387Gr91应用:钢可作为亚临界、超临界锅炉壁温≤625的高温过热器、再热器用钢管，以及壁温≤600高温集箱和蒸汽管道，也可作为核电热交换器以及石油裂化装置炉管。 广泛应用于石油、化工、电站、锅炉等行业，用于制作反应器、换热器、分离器、球罐、油气罐、液化气罐、核能反应堆压力壳、锅炉汽包、液化石油汽瓶、水电站高压水管、水轮机蜗壳等设备及构件。 7、SA387Gr91钢板现货资源很少，一般都是客户指定订轧，除非多轧出来的但也没有多少，但可以给没用过的客户做试验用。 总之，由舞阳钢厂轧制的SA387Gr91钢板技术成熟，钢板质量优良，内部探伤强。 SA387Gr91核电站用钢板 1、牌号SA-387GR91美国ASME材料铬钼合金钢，在中温(350～480℃)临氢环境中具有防止氢脆、氢腐蚀、氢剥离、硫化物腐蚀性能，同时具有良好的低回火脆性，广泛使用于化肥、石油化工以及火力发电厂设备的制造，如合成氨反应器、煤气化炉、变换炉和加氢反应器等。 2、力学性能:抗拉强度≥585MPa。

SA387Gr91铬钼合金钢特性SA387Gr91是大型核电站用钢

SA387Gr91是大型核电站用钢 SA387Gr91应用 1、SA387Gr91特性: 1.1、SA387Gr91钢相当于国标10Cr9Mo1VNbN，具有高的抗氧化性能和抗高温蒸汽腐蚀性能。 1.2、在中温(350～480)临氢环境中具有防止氢脆、氢腐蚀、氢剥离、硫化物腐蚀性能，同时具有良好的低回火脆性。 1.3、还具有良好的冲击韧性和高而稳定的持久塑性及热强性能。 在使用温度低于620时，其许用应力高于奥氏体不锈钢。 在550以上，推荐的设计许用应力约为T9和2.25Cr-1Mo钢的两倍。 有良好耐晶间腐蚀性。 1.4、运用特殊的冶炼手段，降低磷的含量从而使到SA387具有很高的抗脆性，同时在低温环境下也具有良好的冲击韧性。 1.5、SA387材料适用于在高温下加氢反应和转换设备中的精炼和气体处理，钢板的最大厚度可达250mm厚度。 根据不同的厚度和冲击要求，SA387钢板的热处理选择正火加回火或者正火加快速冷却加回火的处理。 2、SA387Gr91是美国ASME材料铬钼合金钢，是大型核电站用钢，一般情况也用在其他地方。 3、化学成分:采用钢锭或大厚度连铸坯两种成材模拥有为齐全的宽厚板热处理装备确保了轧制时足够的压缩比，保证钢配备车底式炉、外机炉、辊底式炉和淬火炉材内部组织致密。 钢板牌号 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:具体化学成分应在钢厂材质书中注明 4、SA387Gr91热处理方法:正火+回火。(即SA387Gr91交货状态)。 SA387Gr91正火温度是1040~1080℃;SA387Gr91回火温度730~800℃。 5、机械性能: 6、SA387Gr91适用范围:用于制造抵抗硫酸、磷酸、蚁酸、醋酸的设备。 广泛使用于化工制造、石油化工以及火力发电厂设备的制造，如合成氨反应器、煤气化炉、变换炉和加氢反应器等。 7、SA387Gr91应用:钢可作为亚临界、超临界锅炉壁温≤625的高温过热器、再热器用钢管，以及壁温≤600高温集箱和蒸汽管道，也可作为核电热交换器以及石油裂化装置炉管。 本站是提供个人知识管理的网络存储空间，所有内容均由用户发布，不代表本站观点。

新建核电站用什么钢材啊

呵呵 这个问题非常难回答，一个核电站所需要的材料是多种多样的，因为核反应堆的不同地方用的材料不一样，有一般的厚板还有不锈钢 ...

Q420HD钢板核电站用碳素钢和低合金钢钢板_要求

Q420HD钢的牌号由代表"屈"字的汉语拼音首位字母、规定的最小屈服强度数值、"核电"的汉语拼音首位字母三个部分组成。 其中:Q-"屈"的汉语拼音的首位字母:420-规定的最小屈服强度数值，单位MPa:HD-"核电"的汉语拼音的首位字母。 当要求钢板具有厚度方向性能时，则在上述规定的牌号后加上代表厚度方向(Z向)性能级别的符号，例如:Q420HDZ25. 二、化学成分(wt%) 1.Q420HD(≤40mm)成分备注:钢板厚度>65mm时，Mn含量最大可提高到1.6;Nb+V≤0.08;当加入铝细化晶粒时，Als≥0.015或Alt≥0.02.当加入Nb、V、Ti等其他合金元素时，Al含量下限可不作要求。 2.Q420HD(>40~100mm) 成分备注:Nb+V≤0.08;当加入铝细化晶粒时，Als≥0.015或Alt≥0.02.当加入Nb、V、Ti等其他合金元素时，Al含量下限可不作要求。 Ceq=C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+(Ni+Cu)/15 四、高温拉伸性能五、相关标准牌号对照表本标准与采用的ASME和ASTM标准牌号对照见表A1 六、核电用钢特点 核电用钢特点主要包括以下几个方面: 1、核电用钢品种齐全、范围广泛。 钢种涵盖了碳素钢、合金钢、不锈钢及镍基材料等，并且均有较为严格的要求。 由于核岛设备用钢长期工作在高温、高压等环境，因此要求具有适宜的强度、高的韧性及低的脆性转变温度(NDT)。 2、核电用钢生产难度大，接近国内外先进轧机极限水平。 主要是钢板单重重、规格大，属超宽、超厚、超重型。 如CPR1000蒸汽发生器筒体用钢18MND5，仅一张钢板单重就接近40t左右。 3、严格的化学成分要求。 常规岛设备用钢一般要求P、S含量在0.015%以下，而核岛设备用钢则要求P、S含量小于0.010%、0.0005%。 4、严格、复杂的力学性能要求。 取样数量明显增多，需要在交货状态、试模拟焊后热处理(SPWHT)后进行高温、常温及低温等不同状态的不同位置进行纵横向检验，如稳压器用16MND5钢板，一张钢板要求最多需检验50余个冲击试样。 5、在工作温度下要有良好的组织稳定性、可焊性、冷热加工性核抗疲劳强度，在反应堆辐照条件下应具有良好的抗辐照脆化敏感性。 6、具有严格的无损检测要求。 核电设备用钢大都需要进行100%超声波检验，钢板表面需要进行磁粉探伤，同时对探伤操作人员资质提出了较高的要求。 7、考虑长期承受中子辐射作用，由于合金元素越多，整体抗中子辐射能力越弱，一般采用抗辐射能力强的稀少合金元素钢材，目前世界各国广泛认同的是Mn-Ni-Mo系低合金高强度钢。 8、核电用钢主要分为碳钢及合金钢两大领域。 国际上较为典型的核电用钢主要有美国的A508-3、A533(B、D)、德国的BHW35、法国的16MND5、日本的SFVV3等。

科普丨秒懂核电用钢?这篇文章你不得不看!

说到核电，大家都会觉得很高端，那么核电用钢是不是也很高端呢?这要看其所用什么部位，而且不同核电站用钢要求也不同，今天我们将从压水堆核电站的主要设施各部位用钢讲解:核电都用什么钢? 首先我们要了解一下压水堆核电站的主要设施分布: ▲图1核电站主要设施分布图 1安全壳;2汽轮机发电厂房;3燃料操作厂房;4辅助设备厂房 其次，我们要了解一下核电站工艺流程: ▲图2核电站工艺流程图(一回路，二回路) ▲图3核岛与常规岛的区别 压水堆核电站的核岛和常规岛中，大部分部件采用钢铁材料。 除核燃料包壳、控制棒驱动机构和蒸汽发生器传热管等部件采用锆合金和镍基合金外，其余设备均采用钢铁材料。 下面我们从各部件开始讲解核电用钢的发展及材料性能:。 一回路管道用钢 一回路主管道是核电站正常、非正常、事故和试验工况下，防止核反应裂变产物外泄至安全壳的重要屏障。 早期核电站的部分主管道曾选用低合金钢管，并在管内堆焊不锈钢。 之后的核电主管道普遍采用18-8型奥氏体不锈钢，并在此基础上不断优化成分和生产工艺。 稳定化的奥氏体不锈钢:在18-8型不锈钢中加入钛(Ti)或铌(Nb)提高耐晶间腐蚀性能，但其焊接性能不好且造成夹杂物过多，影响弯管的加工。 304和316奥氏体不锈钢:304不锈钢在18-8型奥氏体不锈钢基础上降低碳含量，316钢又加入了2%的钼(Mo)，但它们在480～820℃之间长期停留仍有敏化的倾向。 超低碳304L和316L奥氏体不锈钢:在原来的钢种上继续降低碳含量，获得了优异的耐晶间腐蚀、焊接性能和加工性能，但最大的问题是强度不足。 第2代压水堆核电站的一回路主管道采用的是铸造双相不锈钢，在奥氏体基体中增加少量的铁素体(12%～20%)，不仅提高了材料的强度和抗热裂性，还能够抑制应力腐蚀的发生。 第3代压水堆AP1000核电站的一回路主管道采用整体锻造的316LN奥氏体不锈钢，属于超低碳控氮奥氏体不锈钢，是在316L的基础上加入氮元素，既能够提高材料的强度，同时仍保持较高的塑韧性水平。 反应堆压力容器用钢 反应堆压力容器在高温、高压、流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行，其设计寿命不低于40年且不可更换。 压力容器材料必须满足以下特殊要求:足够高的纯净度、致密度和均匀度，适当的强度和良好的韧塑性，优良的抗辐照脆化和耐时效老化性能，优良的焊接性、冷热加工性能以及优良的抗腐蚀性能等。 ▲图4核反应堆示意图 ▲图6反应堆压力容器实物外观图 ▲图7反应堆压力容器实物外观图 最早的压力容器材料选用锅炉用碳(C)-锰(Mn)钢A212B(锻件为A105)，随后改用淬透性和高温性能更好的Mn-Mo钢A302B(锻件为A336)。 20世纪60年代中期对A302B钢添加镍(Ni)，发展出淬透性和韧性更好的Mn-Mo-Ni钢A533B(锻材为A508-Ⅱ钢)。 A508-Ⅲ钢在A508-Ⅱ钢基础上，通过降低C、铬(Cr)、Mo含量，提高Mn含量发展而来，是目前大型压水堆压力容器的首选材料。 蒸汽发生器用钢 ▲图8蒸汽发生器剖面图 ▲图10核电站发电机组图 由于要承受高温、高压和介质的腐蚀、磨蚀等作用，蒸汽发生器部件尤其是传热管对材料性能的要求很苛刻。 早期的核电站由于蒸汽发生器选材或加工工艺不当等发生过多起因蒸汽发生器故障而停堆的事故，如1989年法国的某1300MW核电站，1993年的美国特洛伊核电站和载恩核电站，2000年美国印第安角核电站等。 蒸汽发生器的外壳(包括上封头、上筒体、下筒体以及锥形体)由铁素体钢板制成; U型传热管过去使用18-8不锈钢，目前已广泛采用690、800等Ni基合金; 管板采用高强度低合金钢锻造而成，一回路冷却剂侧为不锈钢堆焊层。 核级阀门在核电设备中属于关键附件，连接了核电站的300多个子系统，其种类主要有闸阀、截止阀、止回阀、蝶阀、安全阀、主蒸汽隔离阀、球阀、隔膜阀、减压阀和控制阀等。 虽然核级阀门在核电站的建设成本中占比很小，但在核电站所有部件的维修成本中，核级阀门的维修成本占据了50%以上。 核级阀门选用的材料一般需要具备良好的耐蚀性、抗辐照、抗冲击和抗晶间腐蚀，因此在一些主系统中均采用低碳甚至超低碳奥氏体型不锈钢做主体材料，并选用一些强度高、韧性好、耐高温高压、抗冲蚀和擦伤性能优越的合金材料来做阀杆或密封面等零件。 按照阀体材料的选择，核岛中碳钢阀门约占41%、不锈钢阀门约占55%、其他材料阀门仅占约4%。 其部件繁多、结构复杂、精度要求高，且需要承受高温高压、中子辐照、冷却剂腐蚀等考验。 第2代压水堆核电站的堆内主体结构材料一般是奥氏体不锈钢，如304L、304LN、321、347、310，螺栓类材料为316LN、321H不锈钢，某些特殊件采用了马氏体不锈钢，如压紧弹簧的1Cr13。

一种核电站安全壳用SA738GrB钢板及制造方法与流程

本发明涉及钢铁冶炼技术领域，特别是涉及一种核电站安全壳用sa738grb钢板及制造方法。 据国际权威机构预测，到2038年，全球将兴建90座至300座1600兆瓦的反应堆，核电发展进入快速上升期。 我国核电建设起步于上世纪八十年代中期，发展迅猛，截止到2017年，大陆地区在运核电机组共37台，在建核电机组共19台，在建核电机组数量居世界第一。 到2020年，我国核电运行和在建装机将达到8800万千瓦，核电装机容量占国内电力总装机容量5%以上。 安全壳作为核岛设备的保护装置，是压水堆核电站的重要组成部分，也是防止放射性物质泄漏的最后一道安全屏障。 目前，我国的主要核电堆型是西屋公司设计的ap1000核电堆型，其钢质安全壳主要用料是sa738gr.b钢板，钢种厚度规格较高，并且技术指标要求苛刻，性能控制较为困难。 随着国际上对于核电站安全性要求的提高，对于其钢制安全壳钢板的性能要求也越来越高，从核安全壳安全性的角度考虑，应尽量减少组件的焊缝长度，因此，核反应堆安全壳的发展方向之一就是一体化和整体化，在保证性能的基础上，同时提高厚度和宽度，具有很大的难度。 超宽超厚钢板由于同时兼具大厚度和大宽度，在制作核电站安全壳时比其他尺寸的钢板利用率更高，不仅能节省焊接工作量，而且能提高安全壳的安全性。 目前，关于该钢种的发明专利中，均未能同时达到101mm厚，4650mm宽，如:。 cn201811165254.3公开一种特宽特厚核电常规岛设备用钢及其制造方法，钢中含有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%，余量为铁和不可避免的杂质。 连铸坯加热温度1200～1250℃，在炉时间4～6h;第ⅰ阶段开轧温度≥1100℃，总压下率≥60%;第ⅱ阶段开轧温度900～950℃，终轧温度800～850℃;正火温度880～920℃，保温时间1～3min/mm，出炉后自然冷却。 成品钢板厚60～100mm，宽4000～5100mm，满足核电站常规岛设备用钢的使用条件。 该发明专利在宽度方面达到了目前行业的最高值，但其100mm厚的钢板宽度最大只能做到4200mm，且正火后强度较低。 cn201510302071.1公开了一种大厚度sa738gra钢板及其生产方法，其由以下重量百分比的成分组成: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%，余量为fe和不可避免的杂质。 该钢板优化了钢板中各元素组分及配比，使得sa738gra钢板的厚度达到112mm，所得钢板满足asmesa578/sa578m探伤标准中b级的要求，但是该发明钢板宽度未知，屈服强度仅在310mpa左右，且低温韧性较差，-46℃冲击功约27焦耳左右。 cn201610058164.9公开了一种核岛设备用大厚度sa738grb钢板及生产方法，钢板成分的重量百分含量为: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%，余量为fe和不可避免的杂质。 改钢板采用调质热处理工艺，通过微合金元素形成复合强化，获得了良好的强韧性匹配。 该钢板厚度最厚可达130mm，但同样对于宽度无数据。 技术实现要素: 为了解决以上技术问题，本发明提供一种核电站安全壳用sa738grb钢板，厚度规格为101mm，宽度规格为4650mm，其化学成分及质量百分比如下: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%，余量为fe和不可避免的杂质。 技术效果:本发明设计的钢板成品厚度在101mm，同时宽度达到4650mm，具有良好的强韧性、可焊接性等优点，满足核电站安全壳的使用要求。 本发明进一步限定的技术方案是:

核电站安全壳用厚钢板及其制造方法.pdf

核电站安全壳用厚钢板及其制造方法.pdf 本发明公开了一种核电站安全壳用厚钢板，其厚度为10～60mm，其化学元素质量百分含量为: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%中的至少一种;余量为Fe和其他不可避免的杂质。 相应地，本发明还公开了该核电站安全壳用厚钢板的制造方法。 本发明所述的核电站安全壳用厚钢板具有高强度，高韧性度，并且在低温情况下母材及热影响区都具有良好的冲击韧性，适合应用于核电站安全壳制造