EJ T 1125-2000 压水堆核电厂主管道用ZG0Cr19Ni11Mo2不锈钢铸管技术条件.pdf
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1、ICS 27. 120. 20;77. 140. 75 F 65 备案号:7703-2000E.J 中华人民共和国核行业标准EJ/T 1125-2000 压水堆核电厂主管道用ZG0Cr19Ni11Mo2不锈钢铸管技术条件Specification for primary piping ZGOCr19Ni11Mo2 stainless steel c割tpipe for pressurized water reactor nuclear power plants 060531J00067 2000田。如20发布2001-01-01实施国防科学技术工业委员会发布EJ/T 1125-2000 .u:
2、四唰. 目IJii 鉴于按本标准所包含的技术条款要求而生产的主冷却剂管道管材料在核电厂已得到使用,故制定本标准,使压水堆核电厂主冷却剂管道材料的制造和验收工作有标准可循。本标准包含了标准的应用范围,材料的制造、热处理、化学成分要求,力学性能要求,宏观、微观检查要求,无损检验要求等内容本标准在编制过程中参考了ASME规范及法国RCC-M标准。本标准由全国核能标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所归口。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:陆斌。EJ/T 1125-2000 压水堆核电厂主管道用ZGOCr19Ni11Mo2不锈钢铸管技术条件1范围本标准规定了压水堆核电厂
3、ZGOCrl9Nil1Mo2奥氏体不锈钢铸造弯管和离心铸造管的技术要求。本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道铸造弯管及离心铸造管材料的制造和验收。2 规范性引用文件下列规范性文件中的有关条文通过本标准的引用而成为本标准的条文。下列注明日期或版次的引用文件,其后的任何修改单或修订版本都不适用于本标准,但提倡使用本标准的各方探讨使用其最新版本的可能性。下列未注明日期或版次的引用文件,其最新版本适用于本标准。GB/T 222一84钢的化学分析用试样取样法及成品化学成分允许偏差GB/T 226-91 钢的低倍组织缺陷酸蚀试验法GB/T 228-87 金属拉伸试验方法GB/T 229-94 金属夏
4、比(V型缺陷)冲击试验方法GB/T 4334. 5-90 不锈钢的硫酸硫酸铜腐蚀试验方法GB/T 4338- 95 金属高温拉伸试验法EJ/T 1039-96 核电广核岛机械设备无损检验规范3 尺寸管材尺寸规格应在订货图纸中注明。4 制造4. 1 冶炼钢采用碱性电弧炉加VOD(真空吹氧脱碳)或AOD(氢氧脱碳)炉精炼。4.2铸造弯管的铸造工艺由铸造厂制定;离心铸造管在金属铸模中采用水平式离心挠铸制成。4.3 交货状态铸管应以固溶热处理状态交货。推荐固溶温度为1050115oc,保温时间每25mm壁厚至少lh.温度由放置在管子内表面上的热电偶控制,保温期间温差不能超过士15。热处理过程应予记录。
5、4.4加工铸管的内、外表面应按照订货图纸规定的形状、尺寸及表面粗糙度要求进行加工。s 技术要求s. 1 化学成分s. 1. 1 化学成分熔炼分析和成品分析的化学成分应符合表1规定。1 EJ/T 1125-2000 表1铸管化学成分wt% 牌号c 岛inSi p s Cr Ni Mo Cu Co N 二走三骂二王二4二18.00 9.00 2.00 二、户、提供ZGOCrl9Ni11Mo2 0.040 1. 50 1. 00 0.030 0.020 o. 10 0.080 数据21. 00 12.00 3.00 5. 1. 2熔炼分析应对每炉钢水在提注时取样进行分析。5. 1. 3 成品分析成品
6、分析试样须在试环上管子内侧1/4壁厚处截取。5. 1. 4 分析方法化学分析按GB/T222的有关规定切取试样,采用供需双方认可的钢铁及合金化学分析方法进行分析。5.2 力学性能交货状态下的力学性能应符合表2和表3的规定。表2铸管的窒温力学性能牌号抗拉强度屈服强度延伸率断面收缩$。b/MPaao.z/MPa as/% ZG0Cr19Ni11Mo2 二485注210二35注:MV一三个试样的平均值sv一一允许一个试样的最低值表3铸蕾的高温(350)力学性能牌号抗拉强度屈服强度延伸率ab/MPa a,.zlMPa as/% ZGOCr19Ni11Mo2 二355二三135三25室温拉伸试验按GB/
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