EJ T 407-1999 三十万千瓦压水堆核电厂.0Cr18Ni11Ti不锈钢热轧钢板技术条件.pdf
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1、ICS 27.120. 20J77.140. 50 F 65 备案号:2380-1999E.J 中华人民共和国核行业标准EJ /T 407-1999 压水堆核电厂不锈钢热轧钢板技术条件Specificatfon for hot rolled stainless steel sheet and plates for pressurized water reactor nuclear power plants 1998-12-30发布1”。今01实施中国核工业总公司发布EJ/T 407-1999 剧言本标准是对EJ407-89的修订,在技术内容上与美国ASME规范第E卷中SA240压力容器用耐热锚
2、和锚镰不锈钢厚板、薄板和带钢技术条件等效,同时也参照了GB/T4237 不锈钢热轧钢板的有关内容。编写规则按GB/T1. 1的有关规定。本标准中的0Cr19Ni9相当于SA240中的304型不锈钢;00Cr19Nill相当于304L型不锈钢zOCrl 7Ni12Mo2相当于316型不锈钢zOOCrl 7Ni12Mo2相当于316L型不锈钢;0Cr18Ni11Ti相当于321型不锈钢。本标准从实施之日起,同时代替EJ407-89。本标准的附录A是标准的附录。本标准由全国核能标准化技术委员会提出并归口。本标准起草单位:上海核工程研究设计院。本标准主要起草人:包章根、张晨。1 范围中华人民共和国核行
3、业标准压水堆核电厂不锈钢热轧钢板技术条件Specification for hot rolled stainless steel sheet and plates for pressurized water reactor nuclear power plants EJ/T 407-1999 代替EJ407-89 本标准规定了压水堆核电厂堆内构件、燃料组件等核级设备用0Crl9Ni9、00Cr19Nill、OCrl 7Ni12Mo2、OOCrl7Ni12Mo2和0Cr18Ni11Ti热轧不锈钢板的制造、化学成分、机械性能和验收等要求。本标准适用于压水堆核电厂堆内构件、燃料组件等核级设备的热轧不
4、锈钢板。2 引用标准引用标准见附录A标准的附录。3制造3. 1 质量保证文件材料制造厂在生产之前应制订详细的质量保证文件,对板材生产的全过程进行质量控制,以确保板材的质量满足本标准的要求。3.2 冶炼不锈钢可用电炉冶炼,也可用其他相当或更好的工艺冶炼。3.3 交货状态钢板经轧制后应进行固溶处理,并进行酸洗和钝化处理后交货。固榕处理的加热温度为10501150,保温足够时间后在水中急冷或用其它方法快冷。材料制造厂应对热处理的实际工艺过程进行记录。交货状态下的钢板须满足本标准所规定的力学性能要求。3.4尺寸公差钢板的名义尺寸需满足订货要求,其允许偏差应符合GB/T4237-92第2章的有关规定。4
5、化学成分中国椿工业总公司1998-12-30批准1999-04-01实施1 EJ/T 407-1999 4.1 熔炼分析制造厂在温钢时取样进行化学分析,化学成分的要求应符合表1规定。表1化学成分% 钢号c Si Mn p s Ni 0Cr19Ni9 0.06 1.00 运2.000.035 骂王0.0308.00 10.50 00Cr19Ni11 0.030 运1.00 运2.00运0.035 175法40运2170Crl8Nil1Ti 注520注205注40延217注,oL在当设计有具体要求时,应在订货合同中注明否则提供实测数据表2中1C1b抗拉强度s10.2一一屈服强度FlJs一一延伸率z
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