1、中华人民共和国核工业标准三十万千瓦压水堆核电厂EJ 411-89 20MnNiMo钢（S-271）锻件技术条件1 主题内容与适用范围本标准规定了20MnNi Mo钢（S-271）锻件的制造、化学成分、力学性能试祥和验收要求。本标准适用于兰十万千瓦压水堆核电厂反同堆压力容器、蒸汽发生器（包括蒸汽发生器管板）、稳压器以及水泵等设备的钢锻件其他功率的压水堆该电厂也可参照使用2 引用标准GB 228 金属拉力试验法GB 4338 金属高温拉伸试验方法GB 2106 金属夏比（V型缺口）冲击试验方法GB 4159 金属低温夏比冲击试验方法GB 68J3 铁素体钢的无塑性转变温度落锤i式验方法GB 639
2、4 金属平均晶粒度测寇法YB 25 钢中非金属夹杂物显微测定法3 制造每个喂！中画、王战订货，（.f隐情的锻i中罔制造，：E！哇件罔t需标明假件交货尺寸（最后精加工尺寸）、锻件津大尺寸、承受最大应力的面（由设计单位提供后标上）以及力学性能试样的部位。3 .1 熔炼工艺3. 1.1 该钢种应用碱性电炉熔炼。3 .1.2 熔炼的钢水在浇铸前或浇铸时应真空处理以除去有害气体，特别是去氧，然后铸成电极棒，经电渣重熔后，制成电渣钝：或者不经电渣重熔直接铸成钢链。中国核工业总公司19ao24批准)989-10-01实施77 EJ 411-89 3.1.3每个钢键的头尾应切掉足够的钢块，保证把缩孔和过分的偏
3、析部份去除。3.2 锻造工艺锻件应用具有足够能力的压机进行热加王，使得全截面都承受加工，尽量锻成接近最后的尺寸和形状，锻件的锻压比按锻件的主截面计算不小于3.5. 3.3 热处理3.3.1 正火处理锻件锻造后和再回热前，应冷却得到完全的奥民体转变后，再进行正火处理，以改善切削加工性和提高最后热处理效果。3.3.2 最后热处理锻件在最后热处理前需进行粗bUI及中间超声检验，检验合格后，锻件加热到奥氏体温度，然后采用喷淋戎没没方法在适当的液体介质中快速冷却。碎火后，在低于临界祖度下回火J最低回火温度为650C，锻件经上述调质处理后，机加工至交货尺寸，再进行最后超声检验。表1化学成分o/o 元素iC
4、 J Si I Mn s . r芒3: 0.150. 30 1. 1千千王三0.15 元素ip 含量o.o川元素Ni Cr ! Mo Nb 含量I0.60-0.90 1 0.25 I 0.45 10.02 含量lo臼）元素（Co r B ! As I Sb I Sn 含量民0.02（0.08）5ppml0.01 i 0.005 I 0.010 元素！Al I v _ I I 含量i0.04I0. 01 I I 7$ 4 化学成分1.1 炉分析EJ 411-89 制造厂在浇钢时取试样进行化学分析，化学成分的要求应符合表1规寇4.2 产品分析制造厂应作产品分析，订货单位也可进行复验分析。产品分析的
5、试样可取自2a. 实心锻件的表面和中心之曰：b. 室心锻件内外表面的中间：c. 破断的力学性能试样。分析的结果应符合表l规定，但某些元素的允差可在表2的允许偏差范围内表2产品分析的允差:JC 亲Si Mn Ni Mo o/o 尤盖土0.04土0.08土0.03土0.盯4.3 微量元素除反应堆压力容器的筒身、过渡段、接管段所用锻件外，其余锻件的化学成分中B、As、Sb、Sn的含量可不作考核，P、Cu、Co的含量可放宽至括号内的要求。5 力学性能5.1 试样5.1.1 锻件经调质处理后（回火温度不低于650。C）按F述第6章规定的取样部位切取(30mm60mm）试环，试样经受产品生产过程中所有各项
6、焊后热处理后（530C 80h炉冷，610。C23h空冷）进行切向力学性能试验。5.2 拉伸试验5.2.1 材料的拉伸性能应符合表3要求。表3拉伸性能 试项段目! tt扒且掏DC.出G ;:!; 屈服强度Sy0.2伸长卒05断向收缩率何温皮1 MP a MP a % 室温560740 ;:;:350 二1835oc 二515二主350二三165.2.2 室温及高温拉伸试验方法分别按GB228及GB4338的规定进行。5.3 冲击试验5 3.1 Cv冲击试验% 二三50二三4571:1 EJ 411-89 5.3.1.1 材料的Cv冲击性能应符合表4要求。表4Cv冲击性能NDT温度加33。C时的
7、Cv冲击性能-10C 时的Cvf1应上平台能量EUS二一二一一一二二Cv NDT+33C Cv 侧向膨胀二三51J/cm2 127J/cm2 85J/cm2 二o.90mm 注：求中所列的51J/cm2)1三个i式样的平均值，其中允许一个i式样的数恒可低于51J/cm2，但不能低于42J/cm2,5 .3 .1. 2 Cv冲击试验方法及试样，按GB2106的要求llifr5.3.2 落锤试验5.3.2.1 材料必须进行落锤试验，要求在一10。C11J不裂。5.3.2.2 落锤试验方法按GB6803的规远道行，试tr；按P-2型;J11J备。6 取样部位6 .1 各类锻件的取样部位示意图，见图1
8、图6。6.2 锻件在冒口端取样。6.3 反应堆压力容器筒身及过渡段、蒸汽发生器简体、稳压器简体等锻件的取样，在距热处理端面问小于1T（壁厚）、m热处理内表面I/4T处截环，取切向试样，见图上重复热处理肘，可将截下的一段作为缓冲环焊上。6.4 反应堆压力容器的法兰、上、下封头，接管，蒸汽发生器及稳压器的上下封头，以及蒸汽发生器的管板等，在内表面45mm45mm处截环，取切向试样，其示意图分别兑图2图50 6.5 反应堆压力容器的接管段，在开孔处距表面l/4T取样，见图60 6.6 拉伸和冲击试样，在截环上按图7切取，在I和E部位处各取常温拉伸一个，高温拉伸一个，相应切取三组l击试样和一组落锤试样
9、。7 盒相幢验7. T 每个锻件应进行金相检验，可在拉伸或冲击试样端部取样7.2 锻件实际晶粒度按GB6394检查，品粒度为5级或更细，7.3非金属夹杂物按YB 25中的方法评定，对反应堆压力容器锻件，要求氧化物、硫化物（包括硅酸盐）不大于2.5级，夹杂物总和不大于4级：其它锻件（包括蒸汽发生器管板）氧化物、硫化物（包括硅酸盐）不大于3级，夹杂物总和不大于5级。8 无损检验8. 1 每个锻件应进行外观检查、去Wi磁粉检验超卢波检验。80 t 阔叶EJ 411-89 因1简体取样示意圄 、守图2上法兰取样示意图8.2 超声波检验及磁精检验的要求，按有夫技术条件的规寇进行9 复瞌及重复热处理拉伸、
10、冲击试验不合格，则按不合格项目在原取样位置的附近取双倍试样重测，第二次试验中若I仍有一a个试样不合格时则应重新热处理，热处理后再按上边规是试验，81 EJ 411-89 因3上、下封头取样示意图n ，吁广寸寸-ri- i ,-2 .“ 吨，寸. 图4接管取样示意图重复热处理不得超过一次10 焊接生严试板和见证件根据图纸要求，锻件可带有同一熔炼号，同样热处理工艺，类似锻压比的焊接生产试板或见，证件，并提供力学性能数据。82 EJ 411-89 45 图5蒸汽友生器管板取样示意图图7试环取样示意图_jl_T,Ji.T lj-r, 固6接管段取样示意图83 EJ 411-89 11 标记每个锻件、焊接生产试板或见证件应由锻件制造厂打上炉号及使号名称。12 证书和报告12. 1 锻件制造厂应提供要求的各项试验报告。12.2 应提交的书面证书或报告包括：a. 锻件制造厂对每个锻件应开具材料合格证书，包括熔炼炉号、化学成分（炉分析和i产品分析）、力学性能、金相检验和无损检验结果。b. 锻件实际锻造比，乌云后奥氏体化和ITH.温度，保温时间，岭却方式等报告。c. 磁粉检验和超声波检验记录。d. 各个锻件的尺寸测量结果。附加说明：本标准由中国核工业总公司企管部提出。本标准由上海核工程研究设计院负页起平本标准主妥起草人：张晨、包车棍。8品
