EJT 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

EJICS 27. 120. 20 : 77. 140. 85F 65售乘号：2590一1999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-直钢锻件技术条件Specification for 508- I1 steel forging used for safetyreactor nuclear power plants1999-03-04 发布1999-07-01 卖中国械工业总公司发布 EJ/T 411- 1999·言本标准是对 EJ/T 411一89 的修订,它的技术内容与美国 ASME 规范第二卷中的 SA了法国 RCC一M2000中的有关内容。本标准对 EJ/T 411一89 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—Ⅱ。2）所引用的标准中，GB/T10561代替YB25;GB/T22P代替GB2106和GB4159;YB/T5148 代替GB 6394。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。4）化学成分中取消了 Nb 的加入量。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。6）取消了图1～图？,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560~740MPa改为550~～725MPa。8）增加了验收性复验的内容。9）明确无损检验按EJ/T1039-1996进行。编写规则按·GB/T 1.1一1993的有关规定。本标准中的 508一I钢也可以用 20MnNiMo 钢来表示。本标准自实施之日起,同时代替 EJ/T 411一89。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、张屡。I 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EJ/T 411-1999508-亚钢锻件技术条件代替 EJ/T 411--89Specification for 508-- steel forging used for safety class IPressure yvessel for pressurized water reactor nuclear power plants范围1本标准规定了 508一 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）、锻件率火尺寸、承受重要裁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氢,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钢锭的头、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于 3.5。1999-07-01 卖放中国核工业总公司 1999-03-04 批准1 EJ/T5热处理3.5.1锻件的正火和回火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，然后再进行正火处理。a）正火温度为 900～1000℃，保温足够时间后空冷或炉冷。b）回火温度为 600~700℃,保温足够时间后空冷或炉冷。3.5.2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率火;率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,再进行一次超声被检验。a）辫火加热温度为 870~920 ℃,保温足够时间后在水中急冷。b)回火加热温度应不低于 650℃,保祖时间按最大事处计算,每 50mm 至少为 1h,然后空冷或炉冷。4化学成分4.1熔炼分析制造厂在浇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：a）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；c）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