CN103924161A - 核电站常规岛主蒸汽主给水管道及其制备方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电站常规岛主蒸汽主给水管道及其制备方法，主给水管道按重量百分比计包括：C：0.06～0.20%；Mn：0.70～1.30%；P：0～0.020%；S：0～0.006%；Si：0.20～0.60%；Cr：0.15～0.35%；Mo：0.15～0.50%；Ni：0.90～1.40%；Cu：0.40～0.90%；Nb：0.008～0.035%；N：0～0.021%；Al：0～0.055%；其余为Fe及不可避免的杂质。其制备方法有两种，一是通过周期轧机上直接轧管的制备方法，二是锻坯斜轧穿管的制备方法。有益效果：抗FAC的性能较好，具有良好的常温机械性能、高温拉伸性能和低温冲击韧性。

Description

核电站常规岛主蒸汽主给水管道及其制备方法

技术领域

本发明涉及管道及其制备方法，更具体地说，涉及一种核电站常规岛主蒸汽主给水管道及其制备方法。

背景技术

我国的钢产量在世界上排第一，但我国常规火电的高压管道一直依赖国外进口，这样不仅使得国家花费大量外汇，利润都被国外企业赚走，而且国外企业垄断了电站用高压钢管生产，造成高压钢管的价格不断走高，对国内的电站建设成本控制影响很大。

与火电高压管道相比，核电常规岛用管的管内介质（饱和蒸汽或微过热蒸汽）的压力和温度参数比火电站低，因此相对于同功率的火电机组，其管体内介质的流速高、流量大（约为火电的1.3～1.6倍），会产生因输送蒸汽和水的流动速度较高而导致的“FAC（流动加速的腐蚀）”，即碳钢或低合金钢管内表面在大量的、高速流动的汽水冲刷下，内壁具有保护功能的氧化膜脱落、变薄，使钢基体的耐蚀性变差，年腐蚀率增加的现象。鉴于核电汽水输送管道的服役特点、以及“FAC”现象会使钢管内表面的耐蚀性变差的现象，因此需要特制的核电站常规岛主蒸汽主给水管道来提高输送管的抗“FAC”性能。

现阶段，我国的电力工业正处于高速发展时期，按照国家能源可持续发展的要求，原子能发电因其高效、经济、清洁的优点将是今后能源发展的重点方向之一，核电站建设呈增长趋势。与此同时，核电材料国产化要求也日益迫切，我国材料制造工业正面临着怎样满足核电发展需求的新课题。

在目前国内运行的大亚湾核电站、岭澳核电站一期、秦山核电站一期、二期和三期中，大亚湾大亚湾和岭澳一期都由外方总包设计和供货，因此选用的都是BS（英国标准）、ASTM（美国材料与试验学会标准）、API（美国石油学会）等国外的标准。秦山核电站为我国第一个自主化设计的核电站，其材质的选用也多为进口管材。

例如，国内正在运行的核电站常规岛管道材料选用情况见下表：

表1：国内核电站常规岛管道材料

表1中，BS3601～410为英国牌号3601～410钢，BS3602～500Nb为英国牌号3602～500Nb钢，TU48C为法国牌号48C钢，SA106B是美国牌号106B钢。

据调查，岭澳一期主蒸汽主给水管道用材料BS3602～500Nb是BS3602的1987年标准，经国家技术质量监督局确认，该标准已经作废，材料BS3602～500Nb的钢号已经没有了。

TU48C和SA106B管材由于强度低，会导致管道过重，管线的应力增加，支吊架的设计、土建设计与施工难度加大。

另外，常规火电超临界、超临界主给水管道多选用WB36（德国牌号36钢），WB36在欧洲和亚洲的锅炉及给水管道有超过270000小时的商业运行，30年的使用业绩，但考虑核电管道存在FAC（流动加速腐蚀）效应，因此WB36无法直接用于核电站。

从国内管道的加工制造方面来讲，近年来，随着一批先进轧管机组的建成和新产品开发成功，我国主要钢管生产企业已取得长足的进步，但即便如此，我国主要钢管生产企业与市场需求（要满足不断增长的需求和更高的质量要求）还存在明显的差距，这种差距可概括为数量不足、规格不齐、品种不全、质量不稳定、研发能力不强、交货不及时等几个方面。在数量方面，仅Φ168mm及以下的中小直径管的产量基本可以满足要求，与每年电站锅炉的需求量差距很大；在品种规格方面，存在品种规格不齐的问题，特别是大直径特厚壁规格的电站锅炉用管的缺口更大；在质量方面，钢的纯净度、钢管的表面质量及性能稳定性等都比进口产品差；同时，在满足电站（锅炉）制造所需的新材料开发进度上跟不上高参数机组发展的步伐。

如果我国的核电用钢不能实现国产化，核电站建设将永远受控于发达国家，这会严重制约我国核电工业的发展。尽快开发出适合核电站建设要求的国产钢材，形成中国核电材料体系，已成为我国核电工业发展的重要战略步骤。

综上，现有技术中的核电站常规岛主蒸汽主给水管道存在以下缺陷：成本高、抗“FAC”的性能较差、管材强度低。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述缺陷，提供一种成本较低、抗“FAC”的性能较好、管材强度高的核电站常规岛主蒸汽主给水管道及其制备方法。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电站常规岛主蒸汽主给水管道，所述主给水管道的材料配比按重量百分比计包括：

C：0.06～0.20%；

Mn：0.70～1.30%；

P：0～0.020%；

S：0～0.006%；

Si：0.20～0.60%；

Cr：0.15～0.35%；

Mo：0.15～0.50%；

Ni：0.90～1.40%；

Cu：0.40～0.90%；

Nb：0.008～0.035%；

N：0～0.021%；

Al：0～0.055%；

其余为Fe及不可避免的杂质。

在本发明所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道中，所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道中，按重量百分比计，Cr：0.20～0.30%。

在本发明所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道中，所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道中，按重量百分比计，Nb：0.015～0.025%。

在本发明所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道中，按重量百分比计包括：

C：0.08～0.19%；

Mn：0.75～1.25%；

P：0～0.020%；

S：0～0.006%；

Si：0.21～0.54%；

Cr：0.15～0.35%；

Mo：0.20～0.45%；

Ni：0.95～1.35%；

Cu：0.45～0.85%；

Nb：0.010～0.030%；

N：0～0.021%；

Al：0～0.055%；

其余为Fe及不可避免的杂质。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：还构造一种上述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法，包括以下步骤：

S1：熔炼：

S1.1初炼：

按所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道的材料配比称取镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢、铜和铬铁，将镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢和脱氧剂置于电弧炉中，于1620℃～1650℃熔炼，再往电弧炉中加入铜和铬铁，电弧炉熔化铜和铬铁后，得到初炼钢液；

所述初炼钢液中按重量百分比计包括：C：0.06～0.20%；Mn：0.70～1.30%；P：0～0.020%；S：0～0.006%；Si：0.20～0.60%；Cr：0.15～0.35%；Mo：0.15～0.50%；Ni：0.90～1.40%；Cu：0.40～0.90%；Nb：0.008～0.035%；N：0～0.021%；Al：0～0.055%；其余为Fe及不可避免的杂质；

S1.2精炼：将所述初炼钢液倒入精炼炉中，进行炉外精炼，炉外精炼时用压力值为0.2MPa～0.3MPa的惰性气体保护所述初炼钢液，并往所述初炼钢液中依次加入喂铝线和硅钙线，每吨所述初炼钢液中所述喂铝线的添加量为0.5千克～0.6千克，每吨所述初炼钢液中所述硅钙线的添加量为0.4千克～0.8千克；炉外精炼后得到精炼钢液，所述精炼钢液的出钢温度为1580℃～1600℃；

或者，电渣重熔所述初炼钢液，得到所述精炼钢液；

S2：浇铸：在惰性气体保护下倒出所述精炼钢液进行浇铸，浇铸温度为1565℃～1580℃，冷却后得到铸锭。

S3：锯切：锯切所述铸锭，得到符合周期轧机加工要求的管坯；

S4：加热：在1230℃～1260℃加热所述管坯；

S5：穿孔：穿制所述管坯，使得所述管坯形成内中空的通孔；

S6：轧制：在周期轧机上轧制穿孔后的所述管坯，其中，始轧温度≤1260℃，终轧温度≥850℃；

S7：热处理：于640℃～980℃热处理轧制后的所述管坯，保温时间为T分钟，轧制后的所述管坯的壁厚为M毫米，T≥1.5M，冷却后即得所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道。

在本发明所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法中，所述步骤S6和所述步骤S7之间还包括步骤S6.1：对轧制后的所述管坯进行再加热，对再加热的所述管坯进行定径，之后冷却定径后的所述管坯，对冷却后的所述管坯进行管排锯切，之后矫直所述管坯，再对矫直的所述管坯进行探伤检测；探伤检测后的所述管坯进入所述步骤S7。

在本发明所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法中，所述步骤S7中，热处理具体为S7a或者S7b：

S7a：正火与回火

正火：加热温度为900℃～980℃，T≥1.5M，空气冷却；

回火：加热温度为640℃～670℃，T≥2M，空气冷却；

S7b：调质

淬火：加热温度为880℃～930℃，T≥1.5M，水中或者油中冷却；

回火：加热温度为640℃～690℃，T≥2M，空气冷却。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：还构造一种上述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法，包括以下步骤：

S1：熔炼：

S1.1初炼：

按所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道的材料配比称取镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢、铜和铬铁，将镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢和脱氧剂置于电弧炉中，于1620℃～1650℃熔炼，再往电弧炉中加入铜和铬铁，电弧炉熔化铜和铬铁后，得到初炼钢液；

所述初炼钢液中按重量百分比计包括：C：0.06～0.20%；Mn：0.70～1.30%；P：0～0.020%；S：0～0.006%；Si：0.20～0.60%；Cr：0.15～0.35%；Mo：0.15～0.50%；Ni：0.90～1.40%；Cu：0.40～0.90%；Nb：0.008～0.035%；N：0～0.021%；Al：0～0.055%；其余为Fe及不可避免的杂质；

S1.2精炼：将所述初炼钢液倒入精炼炉中，进行炉外精炼，炉外精炼时用压力值为0.2MPa～0.3MPa的惰性气体保护所述初炼钢液，并往所述初炼钢液中依次加入喂铝线和硅钙线，每吨所述初炼钢液中所述喂铝线的添加量为0.5千克～0.6千克，每吨所述初炼钢液中所述硅钙线的添加量为0.4千克～0.8千克；炉外精炼后得到精炼钢液，所述精炼钢液的出钢温度为1580℃～1600℃；

或者，电渣重熔所述初炼钢液，得到所述精炼钢液；

S2：浇铸：在惰性气体保护下倒出所述精炼钢液进行浇铸，浇铸温度为1565℃～1580℃，冷却后得到铸锭。

S3：锻造：锻造所述铸锭，其中，始锻温度≤1250℃，终锻温度≥850℃，并对锻造后的所述铸锭进行锯切，得到管坯；

S4：加热：在1230℃～1260℃加热所述管坯；

S5：穿孔：穿制所述管坯，使得所述管坯形成内中空的通孔；

S6：机加工：对穿孔后的所述管坯进行机加工，机加工包括对穿孔后的所述管坯进行壁厚加工，使得穿孔后的所述管坯的壁厚与要求壁厚一致；

S7：热处理：于640℃～980℃热处理机加工后的所述管坯，保温时间为T分钟，机加工后的所述管坯的壁厚为M毫米，T≥1.5M，冷却后即得所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道。

在本发明所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法中，所述步骤S5和所述步骤S6之间还包括步骤S5.1：对穿孔后的所述管坯进行定径，之后冷却定径后的所述管坯，对冷却后的所述管坯进行管排锯切，之后矫直所述管坯，再对矫直的所述管坯进行探伤检测；探伤检测后的所述管坯进入所述步骤S6。

在本发明所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法中，所述步骤S7中，热处理具体为S7a或者S7b：

S7a：正火与回火

正火：加热温度为900℃～980℃，T≥1.5M，空气冷却；

回火：加热温度为640℃～670℃，T≥2M，空气冷却；

S7b：调质

淬火：加热温度为880℃～930℃，T≥1.5M，水中或者油中冷却；

回火：加热温度为640℃～690℃，T≥2M，空气冷却。

实施本发明的核电站常规岛主蒸汽主给水管道及其制备方法，具有以下有益效果：本发明的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，成本较低、抗“FAC”的性能较好、管材强度高，并且具有良好常温机械性能、高温拉伸性能以及良好的低温冲击韧性，完全符合核电站常规岛主蒸汽主给水管道的技术标准要求，实现了我国核电站常规岛主蒸汽主给水管道的自主研发与制备；同时，本发明的核电站常规岛主蒸汽主给水管道也可以推广到常规火电厂高压给水管道使用，将对常规火电超（超）临界管道的国产化具有示范和积极的推动作用。

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现说明本发明的具体实施方式。

实施例1

本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，可简称为WB36CN1型号（下同）。

本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，主给水管道的材料配比按重量百分比计包括：

C：0.06～0.20%；Mn：0.70～1.30%；P：0～0.020%；S：0～0.006%；Si：0.20～0.60%；Cr：0.15～0.35%；Mo：0.15～0.50%；Ni：0.90～1.40%；Cu：0.40～0.90%；Nb：0.008～0.035%；N：0～0.021%；Al：0～0.055%；其余为Fe及不可避免的杂质。

优选地，按重量百分比计包括：C：0.08～0.19%；Mn：0.75～1.25%；P：0～0.020%；S：0～0.006%；Si：0.21～0.54%；Cr：0.15～0.35%；Mo：0.20～0.45%；Ni：0.95～1.35%；Cu：0.45～0.85%；Nb：0.010～0.030%；N：0～0.021%；Al：0～0.055%；其余为Fe及不可避免的杂质。

例如，C：0.08%；Mn：0.75%；P：0.01%；S：0.002%；Si：0.21%；Cr：0.14%；Mo：0.20%；Ni：0.95%；Cu：0.45%；Nb：0.01%；N：0.01%；Al：0.03%；其余为Fe及不可避免的杂质。

WB36CN1不仅要求具有良好常温机械性能、高温拉伸性能以及良好的低温冲击韧性，而且还要具有抗“FAC”能力。因此WB36CN1的组份比例中，要特别严格控制P、S含量，以提高横向低温韧性指标；Cr含量是影响其抗“FAC”能力的主要合金元素，随着钢中Cr含量的增加，其内壁相对减薄率降低，例如当Cr含量约0.20%时，管道内壁相对减薄率下降到0.1%，因此结合核电用汽水输送管服役特点，控制钢中Cr含量在0.15%～0.35%，以提高其抗“FAC”能力；控制钢中重原子金属Nb含量在0.008%～0.035%，微量Nb可以在不影响钢的塑性或韧性的情况下，提高钢的强度，满足核电管使用要求；Al主用用来脱氧和细化晶粒。

优选地，按重量百分比计，Cr：0.20～0.30%，因为此时WB36CN1的抗“FAC”能力最好；同时，按重量百分比计，Nb含量在0.015%～0.025%，这样更利于管道的安全、长期地运行。

不可避免的杂质例如是Ba、Zn等，本领域的技术人员可以理解的是，在制备WB36CN1的过程中，因原料不可能完全纯净、熔炼设备中元素渗透进入WB36CN1中等不可避免的因素的存在，因此，WB36CN1中会掺杂一些不可避免的杂质。

实施例2

本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，按重量百分比计包括：

C：0.06%；Mn：0.70%；P：0.020%；S：0.006%；Si：0.20%；Cr：0.15%；Mo：0.15%；Ni：0.90%；Cu：0.40%；Nb：0.008%；N：0.021%；Al：0.055%；其余为Fe及不可避免的杂质。其它与实施例1相同。

实施例3

本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，按重量百分比计包括：

C：0.20%；Mn：1.30%；P：0.01%；S：0.004%；Si：0.60%；Cr：0.35%；Mo：0.50%；Ni：1.40%；Cu：0.90%；Nb：0.035%；N：0.011%；Al：0.03%；其余为Fe及不可避免的杂质。其它与实施例1相同。

实施例4

本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，按重量百分比计包括：

C：0.10%；Mn：0.80%；P：0.016%；S：0.005%；Si：0.25%；Cr：0.15%；Mo：0.25%；Ni：1.00%；Cu：0.50%；Nb：0.015%；N：0.02%；Al：0.05%；其余为Fe及不可避免的杂质。其它与实施例1相同。

实施例5

本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，按重量百分比计包括：

C：0.17%；Mn：1.20%；Si：0.50%；Cr：0.30%；Mo：0.40%；Ni：1.30%；Cu：0.80%；Nb：0.0025%；其余为Fe及不可避免的杂质。其它与实施例1相同。

实施例6

本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，按重量百分比计包括：

C：0.08%；Mn：0.75%；P：0.020%；S：0.006%；Si：0.21%；Cr：0.14%；Mo：0.20%；Ni：0.95%；Cu：0.45%；Nb：0.01%；N：0.021%；Al：0.055%；其余为Fe及不可避免的杂质。其它与实施例1相同。

实施例7

本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，按重量百分比计包括：

C：0.19%；Mn：1.25%；Si：0.54%；Cr：0.35%；Mo：0.45%；Ni：1.35%；Cu：0.85%；Nb：0.03%；其余为Fe及不可避免的杂质。其它与实施例1相同。

实施例8

本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，按重量百分比计包括：

C：0.10%；Mn：0.85%；P：0.010%；S：0.002%；Si：0.31%；Cr：0.22%；Mo：0.32%；Ni：1.20%；Cu：0.57%；Nb：0.02%；N：0.015%；Al：0.025%；其余为Fe及不可避免的杂质。其它与实施例1相同。

下面通过实施例9和10讲述本发明的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法。因核电站常规岛用主蒸汽主给水管WB36CN1无缝钢管使用条件特殊，质量要求高，其生产工艺有它的难点和特殊性。因此，如何根据目前国内生产厂家的设备条件设计合理的制管工艺，是一项重点研究内容。按照WB36CN1技术要求，分别设计了两种制备方法，一是实施例9中的周期轧机上直接轧管的制备方法，二是实施例10中的锻坯斜轧穿管的制备方法。

本发明的制备方法具有以锭代坯、锻轧结合的特点，突破了单一轧管工艺生产规格的限制，特别强调重点控制加热温度、变形参数以及热轧温度等轧管工艺参数，可以确保钢管轧制顺利、热轧组织良好。

实施例9

本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法，包括以下步骤：

S1：熔炼：

S1.1初炼：按核电站常规岛主蒸汽主给水管道的材料配比称取镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢、铜和铬铁，将镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢和脱氧剂置于电弧炉中，于1620℃～1650℃熔炼，再往电弧炉中加入铜和铬铁，电弧炉熔化铜和铬铁后，得到初炼钢液。

初炼钢液中按重量百分比计包括：C：0.06～0.20%；Mn：0.70～1.30%；P：0～0.020%；S：0～0.006%；Si：0.20～0.60%；Cr：0.15～0.35%；Mo：0.15～0.50%；Ni：0.90～1.40%；Cu：0.40～0.90%；Nb：0.008～0.035%；N：0～0.021%；Al：0～0.055%；其余为Fe及不可避免的杂质。

生铁中按重量百分比计，C≥3.50%，P≤0.02%，S≤0.07%；废钢采用优质废钢。

初炼钢液的组份比例与核电站常规岛主蒸汽主给水管道的组份比例相匹配，这是指，初炼钢液中含有与核电站常规岛主蒸汽主给水管道中相同的元素、相同的元素比例，当然，初炼钢液中还会存在一些其他组份，例如是不可避免的杂质。

待初始原料和脱氧剂熔化后再往电弧炉中加入铜和铬铁，这样可以确保铜、铬的收得率稳定可靠。

脱氧剂采用BaAlSi。脱氧剂有利于除去钢液中的氧，且在钢液脱氧良好的条件下，直接往钢液中加入铜和铬铁，这样可以确保铜、铬的收得率稳定可靠。

初炼钢液的出钢条件，按重量百分比计：C：0.06～0.20%，P：0～0.020%。优选地，初炼钢液的出钢条件，按重量百分比计：C：0.06～0.20%，P：0～0.008%。

S1.2精炼：将初炼钢液倒入精炼炉中，进行炉外精炼，炉外精炼时用压力值为0.2MPa～0.3MPa的惰性气体保护初炼钢液，并往初炼钢液中依次加入喂铝线和硅钙线，每吨初炼钢液中喂铝线的添加量为0.5千克～0.6千克，每吨初炼钢液中硅钙线的添加量为0.4千克～0.8千克；炉外精炼后得到精炼钢液，精炼钢液的出钢温度为1580℃～1600℃。惰性气体例如可以是氩气或者氖气等。喂铝线和硅钙线不仅可以去除钢液中的氧，而且可以去除钢液中的杂质，如P、S等。

在另一些实施例中，也可以是，电渣重熔初炼钢液，得到精炼钢液。电渣重熔是利用电流通过熔渣时产生的电阻热作为热源进行熔炼的方法。经电渣重熔的钢，纯度高、含硫低、非金属夹杂物少、钢锭表面光滑、洁净均匀致密、金相组织和化学成分均匀。电渣重熔采用现有技术中常用的电渣重熔方法即可。其它与本实施例相同。

也即，精炼有两种方法，一是炉外精炼，二是电渣重熔。

S2：浇铸：在惰性气体保护下倒出精炼钢液进行浇铸，浇铸温度为1565℃～1580℃，冷却后得到铸锭。惰性气体例如可以是氩气或者氖气等。

S3：锯切：锯切铸锭，得到符合周期轧机加工要求的管坯。在周期轧机加工时，周期轧机对管坯的长度及宽度等参数有要求，因此需要锯切铸锭，得到符合周期轧机加工要求的管坯。在一些实施例中，在锯切铸锭之前，还可以对铸锭进行检验，避免不合格的铸锭流入下面的制备步骤从而造成人力、物力、财力的浪费。

S4：加热：在1230℃～1260℃加热管坯。可以在环形炉中进行加热。加热时间根据管坯的壁厚确定，可参见步骤S7的保温时间。

S5：穿孔：穿制管坯，使得管坯形成内中空的通孔。穿孔为现有技术中常用的制备无缝钢管的一个步骤，在此不做赘述。

S6：轧制：在周期轧机上轧制穿孔后的管坯，其中，始轧温度≤1260℃，终轧温度≥850℃。也即管坯在周期轧机上轧制的初期的温度必须小于或者等于1260℃，终期的温度必须大于或者等于850℃，这样有利于提高核电站常规岛主蒸汽主给水管道的常温机械性能、高温拉伸性能以及低温冲击韧性。

S7：热处理：于640℃～980℃热处理轧制后的管坯，保温时间为T分钟，轧制后的管坯的壁厚为M毫米，T≥1.5M，冷却后即得核电站常规岛主蒸汽主给水管道。例如轧制后的管坯的壁厚为3毫米，则保温时间≥4.5分钟。

步骤S7中，热处理具体为S7a或者S7b：

S7a：正火与回火

正火：加热温度为900℃～980℃，T≥1.5M，空气冷却；

回火：加热温度为640℃～670℃，T≥2M，空气冷却；

S7b：调质

淬火：加热温度为880℃～930℃，T≥1.5M，水中或者油中冷却；

回火：加热温度为640℃～690℃，T≥2M，空气冷却。

在一些实施例中，步骤S6和步骤S7之间还包括步骤S6.1：对轧制后的管坯进行再加热，加热温度例如是900℃～980℃，对再加热的管坯进行定径，之后冷却定径后的管坯，对冷却后的管坯进行管排锯切，之后矫直管坯，再对矫直的管坯进行探伤检测；探伤检测后的管坯进入步骤S7；其它与本实施例相同。探伤检测包括超声波探伤、涡流探伤和管端探伤。其它与本实施例相同。

在一些实施例中，热处理后的管坯还需进行矫直、超声波探伤和涡流探伤等精整步骤，最终制得核电站常规岛主蒸汽主给水管道。其它与本实施例相同。

WB36CN1成分特殊，不仅铜含量较高，而且控制铬含量，冶炼时控制难度很大，为确保产品的性能，发挥铜、铬元素在钢中的作用，熔炼时将铜含量的波动范围控制在0～0.15%之内，铬含量的波动范围控制在0～0.10%之内，而且在钢液脱氧良好的条件下，直接往钢液中加入纯铜和铬铁，确保铜、铬的收得率稳定可靠。同时专门研究的熔炼技术和复合脱氧技术（熔炼时加脱氧剂脱氧，精炼时加喂铝线和硅钙线不仅可以脱氧，也可以除去杂质），保证了WB36CN1高纯净度和低气体、低夹杂物含量的冶金质量要求，从而保证WB36CN1钢管的各项性能指标满足标准的要求。

实施例10

本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法，包括以下步骤：

S1：熔炼：

S1.1初炼：

按核电站常规岛主蒸汽主给水管道的材料配比称取镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢、铜和铬铁，将镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢和脱氧剂置于电弧炉中，于1620℃～1650℃熔炼，再往电弧炉中加入铜和铬铁，电弧炉熔化铜和铬铁后，得到初炼钢液。

初炼钢液中按重量百分比计包括：C：0.06～0.20%；Mn：0.70～1.30%；P：0～0.020%；S：0～0.006%；Si：0.20～0.60%；Cr：0.15～0.35%；Mo：0.15～0.50%；Ni：0.90～1.40%；Cu：0.40～0.90%；Nb：0.008～0.035%；N：0～0.021%；Al：0～0.055%；其余为Fe及不可避免的杂质。

生铁中按重量百分比计，C≥3.50%，P≤0.02%，S≤0.07%；废钢采用优质废钢。

初炼钢液的组份比例与核电站常规岛主蒸汽主给水管道的组份比例相匹配，这是指，初炼钢液中含有与核电站常规岛主蒸汽主给水管道中相同的元素、相同的元素比例，当然，初炼钢液中还会存在一些其他组份，例如是不可避免的杂质。

待初始原料和脱氧剂熔化后再往电弧炉中加入铜和铬铁，这样可以确保铜、铬的收得率稳定可靠。

脱氧剂采用BaAlSi。脱氧剂有利于除去钢液中的氧，且在钢液脱氧良好的条件下，直接往钢液中加入铜和铬铁，这样可以确保铜、铬的收得率稳定可靠。

初炼钢液的出钢条件，按重量百分比计：C：0.06～0.20%，P：0～0.020%。优选地，初炼钢液的出钢条件，按重量百分比计：C：0.06～0.20%，P：0～0.008%。

S1.2精炼：将初炼钢液倒入精炼炉中，进行炉外精炼，炉外精炼时用压力值为0.2MPa～0.3MPa的惰性气体保护初炼钢液，并往初炼钢液中依次加入喂铝线和硅钙线，每吨初炼钢液中喂铝线的添加量为0.5千克～0.6千克，每吨初炼钢液中硅钙线的添加量为0.4千克～0.8千克；炉外精炼后得到精炼钢液，精炼钢液的出钢温度为1580℃～1600℃。惰性气体例如可以是氩气或者氖气等。喂铝线和硅钙线不仅可以去除钢液中的氧，而且可以去除钢液中的杂质，如P、S等。

在另一些实施例中，也可以是，电渣重熔初炼钢液，得到精炼钢液。电渣重熔是利用电流通过熔渣时产生的电阻热作为热源进行熔炼的方法。经电渣重熔的钢，纯度高、含硫低、非金属夹杂物少、钢锭表面光滑、洁净均匀致密、金相组织和化学成分均匀。电渣重熔采用现有技术中常用的电渣重熔方法即可。其它与本实施例相同。

也即，精炼有两种方法，一是炉外精炼，二是电渣重熔。

S2：浇铸：在惰性气体保护下倒出精炼钢液进行浇铸，浇铸温度为1565℃～1580℃，冷却后得到铸锭。惰性气体例如可以是氩气或者氖气等。

S3：锻造：锻造铸锭，其中，始锻温度≤1250℃，终锻温度≥850℃，并对锻造后的铸锭进行锯切，得到管坯。通过锻造能消除金属在冶炼过程中产生的铸态疏松等缺陷，优化微观组织结构，同时由于保存了完整的金属流线，锻件的机械性能一般优于同样材料的铸件。

S4：加热：在1230℃～1260℃加热管坯。可以在环形炉中进行加热。加热时间根据管坯的壁厚确定，可参见步骤S7的保温时间。

S5：穿孔：穿制管坯，使得管坯形成内中空的通孔。穿孔为现有技术中常用的制备无缝钢管的一个步骤，在此不做赘述。

S6：机加工：对穿孔后的管坯进行机加工，机加工包括对穿孔后的管坯进行壁厚加工，使得穿孔后的管坯的壁厚与要求壁厚一致，例如要求壁厚是3毫米，穿孔后的管坯的壁厚为3.2毫米，通过机加工把多余的0.2毫米的壁厚去除掉。在一些实施例中，机加工还可以包括对穿孔后的管坯进行打磨，直至对穿孔后的管坯露出金属光泽。

S7：热处理：于640℃～980℃热处理机加工后的管坯，保温时间为T分钟，机加工后的管坯的壁厚为M毫米，T≥1.5M，冷却后即得核电站常规岛主蒸汽主给水管道。例如轧制后的管坯的壁厚为2毫米，则保温时间≥3分钟。

步骤S7中，热处理具体为S7a或者S7b：

S7a：正火与回火

正火：加热温度为900℃～980℃，T≥1.5M，空气冷却；

回火：加热温度为640℃～670℃，T≥2M，空气冷却；

S7b：调质

淬火：加热温度为880℃～930℃，T≥1.5M，水中或者油中冷却；

回火：加热温度为640℃～690℃，T≥2M，空气冷却。

S7a中的正火与回火，S7b中的淬火与回火，均是现有技术中常用之热处理步骤，在此不再赘述。

在一些实施例中，步骤S5和步骤S6之间还包括步骤S5.1：对穿孔后的管坯进行定径，之后冷却定径后的管坯，对冷却后的管坯进行管排锯切，之后矫直管坯，再对矫直的管坯进行探伤检测；探伤检测后的管坯进入步骤S6。探伤检测包括超声波探伤。其它与本实施例相同。

在一些实施例中，热处理后的管坯还需进行矫直、超声波探伤和磁粉探伤等精整步骤，最终制得核电站常规岛主蒸汽主给水管道。其它与本实施例相同。WB36CN1成分特殊，不仅铜含量较高，而且控制铬含量，冶炼时控制难度很大，为确保产品的性能，发挥铜、铬元素在钢中的作用，熔炼时将铜含量的波动范围控制在0～0.15%之内，铬含量的波动范围控制在0～0.10%之内，而且在钢液脱氧良好的条件下，直接往钢液中加入纯铜和铬铁，确保铜、铬的收得率稳定可靠。同时专门研究的熔炼技术和复合脱氧技术（熔炼时加脱氧剂脱氧，精炼时加喂铝线和硅钙线不仅可以脱氧，也可以除去杂质），保证了WB36CN1高纯净度和低气体、低夹杂物含量的冶金质量要求，从而保证WB36CN1钢管的各项性能指标满足标准的要求。

下面对本实施例的核电站常规岛主蒸汽主给水管道（WB36CN1）的主要技术指标作出说明：

①化学成份：

表2：WB36CN1的优选化学组份（按重量百分比）

②在20℃时的抗拉强度最小值：610MPa。

③屈服极限最小值：

表3：在不同设计温度下残余变形为0.2%时的屈服极限最小值（MPa）

温度	20℃	100℃	150℃	200℃	250℃	300℃	350℃	400℃
									WB36CN1	440	422	412	402	392	382	373	343

④持久强度平均值

表4：在不同设计温度下105h的持久强度平均值（MPa）

温度	400℃	450℃	500℃
				WB36CN1	373	245	69

本发明的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，成本较低、抗“FAC”的性能较好、管材强度高，并且具有良好常温机械性能、高温拉伸性能以及良好的低温冲击韧性，完全符合核电站常规岛主蒸汽主给水管道的技术标准要求，实现了我国核电站常规岛主蒸汽主给水管道的自主研发与制备；同时，本发明的核电站常规岛主蒸汽主给水管道也可以推广到常规火电厂高压给水管道使用，将对常规火电超（超）临界管道的国产化具有示范和积极的推动作用。

上面对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。

Claims (10)

1.一种核电站常规岛主蒸汽主给水管道，其特征在于，所述主给水管道的材料配比按重量百分比计包括：

C：0.06～0.20%；

Mn：0.70～1.30%；

P：0～0.020%；

S：0～0.006%；

Si：0.20～0.60%；

Cr：0.15～0.35%；

Mo：0.15～0.50%；

Ni：0.90～1.40%；

Cu：0.40～0.90%；

Nb：0.008～0.035%；

N：0～0.021%；

Al：0～0.055%；

其余为Fe及不可避免的杂质。

2.根据权利要求1所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，其特征在于，所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道中，按重量百分比计，Cr：0.20～0.30%。

3.根据权利要求1所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，其特征在于，所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道中，按重量百分比计，Nb：0.015～0.025%。

4.根据权利要求1所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道，其特征在于，按重量百分比计包括：

C：0.08～0.19%；

Mn：0.75～1.25%；

P：0～0.020%；

S：0～0.006%；

Si：0.21～0.54%；

Cr：0.15～0.35%；

Mo：0.20～0.45%；

Ni：0.95～1.35%；

Cu：0.45～0.85%；

Nb：0.010～0.030%；

N：0～0.021%；

Al：0～0.055%；

其余为Fe及不可避免的杂质。

5.一种权利要求1～4任一所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1：熔炼：

S1.1初炼：

按所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道的材料配比称取镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢、铜和铬铁，将镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢和脱氧剂置于电弧炉中，于1620℃～1650℃熔炼，再往电弧炉中加入铜和铬铁，电弧炉熔化铜和铬铁后，得到初炼钢液；

所述初炼钢液中按重量百分比计包括：C：0.06～0.20%；Mn：0.70～1.30%；P：0～0.020%；S：0～0.006%；Si：0.20～0.60%；Cr：0.15～0.35%；Mo：0.15～0.50%；Ni：0.90～1.40%；Cu：0.40～0.90%；Nb：0.008～0.035%；N：0～0.021%；Al：0～0.055%；其余为Fe及不可避免的杂质；

S1.2精炼：将所述初炼钢液倒入精炼炉中，进行炉外精炼，炉外精炼时用压力值为0.2MPa～0.3MPa的惰性气体保护所述初炼钢液，并往所述初炼钢液中依次加入喂铝线和硅钙线，每吨所述初炼钢液中所述喂铝线的添加量为0.5千克～0.6千克，每吨所述初炼钢液中所述硅钙线的添加量为0.4千克～0.8千克；炉外精炼后得到精炼钢液，所述精炼钢液的出钢温度为1580℃～1600℃；

或者，电渣重熔所述初炼钢液，得到所述精炼钢液；

S2：浇铸：在惰性气体保护下倒出所述精炼钢液进行浇铸，浇铸温度为1565℃～1580℃，冷却后得到铸锭；

S3：锯切：锯切所述铸锭，得到符合周期轧机加工要求的管坯；

S4：加热：在1230℃～1260℃加热所述管坯；

S5：穿孔：穿制所述管坯，使得所述管坯形成内中空的通孔；

S6：轧制：在周期轧机上轧制穿孔后的所述管坯，其中，始轧温度≤1260℃，终轧温度≥850℃；

S7：热处理：于640℃～980℃热处理轧制后的所述管坯，保温时间为T分钟，轧制后的所述管坯的壁厚为M毫米，T≥1.5M，冷却后即得所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道。

6.根据权利要求5所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法，其特征在于，所述步骤S6和所述步骤S7之间还包括步骤S6.1：对轧制后的所述管坯进行再加热，对再加热的所述管坯进行定径，之后冷却定径后的所述管坯，对冷却后的所述管坯进行管排锯切，之后矫直所述管坯，再对矫直的所述管坯进行探伤检测；探伤检测后的所述管坯进入所述步骤S7。

7.根据权利要求5所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法，其特征在于，所述步骤S7中，热处理具体为S7a或者S7b：

S7a：正火与回火

正火：加热温度为900℃～980℃，T≥1.5M，空气冷却；

回火：加热温度为640℃～670℃，T≥2M，空气冷却；

S7b：调质

淬火：加热温度为880℃～930℃，T≥1.5M，水中或者油中冷却；

回火：加热温度为640℃～690℃，T≥2M，空气冷却。

8.一种权利要求1～4任一所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1：熔炼：

S1.1初炼：

按所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道的材料配比称取镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢、铜和铬铁，将镍板、铬、硅铁、钼铁、铌铁锰铁、生铁、废钢和脱氧剂置于电弧炉中，于1620℃～1650℃熔炼，再往电弧炉中加入铜和铬铁，电弧炉熔化铜和铬铁后，得到初炼钢液；

所述初炼钢液中按重量百分比计包括：C：0.06～0.20%；Mn：0.70～1.30%；P：0～0.020%；S：0～0.006%；Si：0.20～0.60%；Cr：0.15～0.35%；Mo：0.15～0.50%；Ni：0.90～1.40%；Cu：0.40～0.90%；Nb：0.008～0.035%；N：0～0.021%；Al：0～0.055%；其余为Fe及不可避免的杂质；

S1.2精炼：将所述初炼钢液倒入精炼炉中，进行炉外精炼，炉外精炼时用压力值为0.2MPa～0.3MPa的惰性气体保护所述初炼钢液，并往所述初炼钢液中依次加入喂铝线和硅钙线，每吨所述初炼钢液中所述喂铝线的添加量为0.5千克～0.6千克，每吨所述初炼钢液中所述硅钙线的添加量为0.4千克～0.8千克；炉外精炼后得到精炼钢液，所述精炼钢液的出钢温度为1580℃～1600℃；

或者，电渣重熔所述初炼钢液，得到所述精炼钢液；

S2：浇铸：在惰性气体保护下倒出所述精炼钢液进行浇铸，浇铸温度为1565℃～1580℃，冷却后得到铸锭；

S3：锻造：锻造所述铸锭，其中，始锻温度≤1250℃，终锻温度≥850℃，并对锻造后的所述铸锭进行锯切，得到管坯；

S4：加热：在1230℃～1260℃加热所述管坯；

S5：穿孔：穿制所述管坯，使得所述管坯形成内中空的通孔；

S6：机加工：对穿孔后的所述管坯进行机加工，机加工包括对穿孔后的所述管坯进行壁厚加工，使得穿孔后的所述管坯的壁厚与要求壁厚一致；

S7：热处理：于640℃～980℃热处理机加工后的所述管坯，保温时间为T分钟，机加工后的所述管坯的壁厚为M毫米，T≥1.5M，冷却后即得所述核电站常规岛主蒸汽主给水管道。

9.根据权利要求8所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法，其特征在于，所述步骤S5和所述步骤S6之间还包括步骤S5.1：对穿孔后的所述管坯进行定径，之后冷却定径后的所述管坯，对冷却后的所述管坯进行管排锯切，之后矫直所述管坯，再对矫直的所述管坯进行探伤检测；探伤检测后的所述管坯进入所述步骤S6。

10.根据权利要求8所述的核电站常规岛主蒸汽主给水管道的制备方法，其特征在于，所述步骤S7中，热处理具体为S7a或者S7b：

S7a：正火与回火

正火：加热温度为900℃～980℃，T≥1.5M，空气冷却；

回火：加热温度为640℃～670℃，T≥2M，空气冷却；

S7b：调质

淬火：加热温度为880℃～930℃，T≥1.5M，水中或者油中冷却；

回火：加热温度为640℃～690℃，T≥2M，空气冷却。