EJ T 411-1999 压水堆核电厂安全一级压力容器用508-Ⅲ钢锻件技术条件.pdf
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1、ICS 27.1”,77.140.15 II s 备禀号125:”1”EJ 中华人民共和国核行业标准EJ/T 411-1999 压水堆核电厂安全一级压力容器用508-I钢锻件技术条件句创ficatlonfor 508- steel f。唱ngused for safety dass I pre倒oreve倒dfor pressurized water reactor nudear p。1werplants 06052500fi764 1”0谷”发布1”07-01实施中国核工业总公胃发布EJ/T 411-1999 前占一R本标准是对EJ/T411-89的修订,它的技术内容与美国ASME规范第二卷
2、中的SA508压力容器用经摔火和回火的真空处理的碳钢和合金钢锻件技术条件等效,间时也参照了法国RCC-M2000中的有关内容。本标准对EJ/T411-89的修订,主要有下述几个方面:1)标准名称中的钢号从20MnNiMo(S271)改为508-1。2)所引用的标准中,GB/T10561代替YB25;GB/T 22P代替GB2106和GB4159; YB/T5148代替GB6394. 3)增加了质量保证的内容,在冶炼工艺方面取消了电渣容熔的限制。的化学成分中取消了Nb的加人量。Mo含量的上限定为0.60%。5)模拟焊后消除应力热处理制度不再作统一规定,改为由设备制造厂确定并通知锻件制造厂。的取消
3、了图1图7,对锻件的取样数量和部位作了详细说明,并规定订货锻件图上需标明取样部位。7)锻件的抗拉强度由560740MPa改为550725MPa。的增加了验收性复验的内容。的明确无损检验按EJ/T1039-1996进行。编写规则按GB/11. 1-1993的有关规定。本标准中的508-1钢也可以用20MnNiMo钢来表示。本标准自实施之日起,同时代替EJ/T411-89。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z包章根、张晨。中华人民共和国核行业标准压水堆核电厂安全一级压力容器用sos-m钢锻件技术条件EJ/T
4、 411-1999 代替EJ/T411-89 Specification for 508- m steel forging used for safety class I Pressure vessel for pressurized water reactor nuclear power plants 1 范围本标准规定了508-I (20MnNiMo)钢锻件的制造、化学成分、力学性能、取样和验收等要求。本标准适用于压水堆核电厂反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器以及主泵等设备的锻件。2 引用标准、引用标准见附录A(标准的附录)。3 制造3. 1 质量保证文件锻件制造厂在生产之前应制订详细的质
5、量保证文件,对锻件生产的全过程进行质量控制,以确保锻件的质量满足本标准的要求。3.2锻件图每个锻件应按订货方提供的锻件图制造。在锻件图上应标明锻件的交货尺寸(最后精加工尺寸、锻件摔火尺寸、承受重要载荷表面以及力学性能取样的部位。3.3熔炼和浇铸该钢种应用碱性电炉冶炼,也可用能保证质量的其他相当或更好的工艺冶炼。为了除掉钢中的有害气体特别是氧,对熔炼的钢水必须在浇铸前或浇铸时进行真空处理。3.4锻造3. 4.1 锻件应在具有足够能力的锻压机上进行锻造,使得全截面都承受热加工。3.4.2 钢键的头、尾应切掉足够的钢块,以便把缩孔和过分偏析部分尽量去除,3.4.3 锻件的锻造比按锻件的主截面计算不小
6、于3.5. 中回核工业总公咽1”俗”批准”07-01翼跑1 EJ/T 411-1999 3.S 热处理3.S. 1 锻件的正火和回火理。锻件锻造后和再加热前应充分冷却以保证锻件完成奥氏体的相变,然后再进行正火处a)正火温度为9001oooc,保温足够时间后空冷或炉玲。b)回火温度为600700,保温足够时间后空冷或炉冷。3.S.2 锻件的摔火和回火锻件经正火和回火并进行粗加工及超声波检验后实施摔火;悴火后在亚临界温度下进行回火。进行下述调质处理后,机加工至交货尺寸,再进行一次超声波检验。a)摔火加热温度为870920,保温足够时间后在水中急玲。b)回火加热温度应不低于650,保温时间按最大壁厚
7、处计算,每50mm至少为lh,然后空冷或炉冷。4 化学成分4. 1 熔炼分析制造厂在福钢时取样进行化学分析,化学成分的要求应符合表1规定。4.2 成品分析制造厂应作成品分析。成品分析的试样可取自za)实心锻件的表面和中心之间;b)空心锻件的内外表面的中间zc)破断的力学性能试样。分析的结果应符合表1规定。4.3 微量元素除反应堆压力容器所用锻件外,其余锻件的As、Sb、Sn含量可不作考核,B、P、Cu、Co的含量可放宽至括号内的要求。2 EJ/T 411-1999 表1化学成分元素熔炼分析c 0.17 0.23 Si 0. 15 0. 3 p 505二主345二注16s.2.2 室温及350拉
8、伸试验分别按GB/T228和GB/T4338的规定进行。S.3 冲击试验S.3. 1 夏比(V型缺口)冲击试验材料的夏比(V型缺口)冲击性能应符合表3要求。表3冲击性能规定值% 二50二45 一10的RTN盯2+33c上平台能量吸收能量个别二注341)二68J 平均二41二68每个试样的侧向膨胀量mm二0.901)一组(三个)试样中只允许有一个试样的吸收能量低于41而不低于341.2) RTNm=-20(反应堆压力容器筒身段);RTN町10(其他锻件)。3)反应堆压力容器筒身锻件为一20S.3.2 夏比(V型缺口)冲击试验的方法及试样,均按GB/T229的要求执行。5.4 落锤试验二二1025
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