EJ 494-1989 三十万千瓦压水堆核电厂.1Cr13钢压紧弹性环锻件技术条件.pdf
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1、中华人民共和国核工业标准三十万干瓦压水堆核电厂1Crl3钢压紧弹性环锻件技术条件EJ 494-89 1 主题肉窑与适用范围本标准规定了三十万千瓦压k堆核电厂的1Cr13钢锻件的技术要求本标准适用于三十万千瓦压水堆核电厂堆内构件压紧弹性环锻件的制造和验收。其他功率的压水堆核电厂也可参照使用。2 引用标准GB 1467 分析试验的一般要求GB 222 钢的化学分析用试样取样法及成品化学成分允许偏差。GB 228 金属拉伸试验方法GB 4338 金属高温拉伸试验法GB 21佣金属夏比(V型缺口)冲击试验方法GB 231 金属布民硬度试验方法YB 25 钢中非金属夹杂物显做评立法GB 210 l 型钢
2、验收、包装、标志及质量证明书的般要求。3 尺寸及交货状态3. 1 锻件的形状、尺寸及其允许偏差,由供需双方协商确应3.2 j五紧弹性环锻件以热处理状态支货。4 制造4. 1 冶炼钢用碱性电弧炉冶炼并经真空脱气处理,也可以用电植重熔I艺冶炼。4 2 锻造为了清除有害的缩孔和严重皱折部分,钢镜头尾应予充分切除总锻造比必须大于3。中国核工业总公司1989-12-28批准1990。7-01实施279 EJ 494-89 外一一,份内一一入、二心A、飞飞叭队l22ZZ2I试样截取部位。闹J1tiIJ定部位图lI良样因260 EJ 494-89 4.3 热处理4. 3. 1 在粗加工后,按下列规范进行调质
3、热处理摔火温度为9501000。C,保温后油冷。回火温度为690士zoC,保温后油冷。4.3.2 在热处理过程中,至少应用一根热电偶置于该锻件上,以测寇锻件本体的实际温度。5 技术要求5. 1 化学成分锻件的化学成分(熔炼分析和成品分析)应符合表l规寇5.2 力学性能5. 2.1 取样规寇表1化学成分元素c Si 含量0 .100 .15 运主0.50 1. 00 元素s Ni Cr 含量 0.015三三0.611. 5013.50 p E主0.015锻件经调质她理后按取样图(见图1)切取试验环,试样应在试环的两个相反的邮位上戳取。试样切取时,应使其轴线离开经粗加工和热处理的压紧弹性环之外表面
4、的址小距离大于20mm,并且试样有用部分离开锻件的其他表面最小距离为4omm.冲击试,样缺口的轴线应沿环锻件的径向,垂直于锻件纤维方向。出样数量在:试环的两个相反方向各为:常温拉伸1个,高温拉伸1个,冲岳、一组3个,硬度测定部位在试环上与拉力试样截取部位呈90角处表21Crl3锻件成品的力学性能磅i I 抗拉强度屈服强皮| 伸长率面缩率; 如1:.V型缺口温 I b I O 2 I 05 I : 冲击队vI HB 皮c MPa I MPa I % : % i J时20 I注588尸I 二50I一注601) 巴190350 I一注a12I -!一一注:1)为组3个i式样的平均值,但在这3个试样中
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