您当前的位置:首页>行业标准>NB/T 20010.5-2010 压水堆核电厂阀门 第5部分:奥氏体不锈钢锻件技术条件

NB/T 20010.5-2010 压水堆核电厂阀门 第5部分:奥氏体不锈钢锻件技术条件

资料类别:行业标准

文档格式:PDF电子版

文件大小:0 KB

资料语言:中文

更新时间:2023-11-16 15:19:45



推荐标签: 阀门 不锈钢 核电厂 技术 锻件 条件 奥氏体 部分 压水堆 20010 20010

内容简介

NB/T 20010.5-2010 压水堆核电厂阀门 第5部分:奥氏体不锈钢锻件技术条件 ICS 27.120.20 F 69 备案号:29098-2010
NB
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20010.5—2010
代替EJ/T1022.5-1996
压水堆核电广阀门
第5部分:奥氏体不锈钢锻件技术条件
PWR nuclear power plant valve-
Part 5: Specification of austenitic stainless steel forging
2010-10-01实施
2010-05-01发布
发布
国家能源局 NB/T20010.5—2010
目 次
II
前言范围
1
2 规范性引用文件 3 锻造用钢
牌号和化学成分 5 制造 6 力学性能
4
2
晶间腐蚀检验金相检验 9 铁素体含量测定 10 试料保管.. 11 无损检验 12 缺陷部位清除和整修 13 尺寸检查 14 标志 15 质量证明书 16 验收 17 清洁、包装、运输
8 8 9 9 9 10 10
7 8
10 11 11 11 NB/T20010.5—2010
前言
NB/T20010《压水堆核电厂阀门》分为15个部分:
第1部分:设计制造通则:第2部分:碳素钢铸件技术条件;第3部分:不锈钢铸件技术条件;第4部分:碳素钢锻件技术条件;第5部分:奥氏体不锈钢锻件技术条件;第6部分:紧固件技术条件;第7部分:包装、运输和贮存:第8部分:安装和维修技术条件;第9部分:产品出厂检查与试验;第10部分:应力分析和抗震分析;第11部分:电动装置:第12部分:气动装置; -第13部分:核用非核级阀门技术条件;第14部分:柔性石墨填料技术条件; -第15部分:柔性石墨金属缠绕垫片技术条件。
本部分为NB/T20010的第5部分。 本部分按照GB/T1.1--2009给出的规则起草。 本部分代替EJ/T1022.5--1996《压水堆核电厂阀门奥氏体不锈钢锻件技术条件》,与EJ/T1022.5
-1996相比主要有以下变化:
修改了表1和表2;第3章“冶炼”改为“锻造用钢”。其中“对于公称直径小于100mm的阀门锻件,可采用钢厂提供的轧材锻造。”改为“阀门锻件也可采用钢厂提供的锻棒锻造。”;增加5.3.4;第7章“品间腐蚀检验”中增加“试验结果评定”要求; -增加第8章;增加第9章;一第8章“缺陷检验”改为第11章“无损检验”并增加无损检验人员的资格要求。
本部分由核工业标准化研究所归口。 本部分起草单位:上海核工程研究设计院、中核苏阀科技实业股份有限公司、大连大高阀门有限公本部分主要起草人:乐秀辉、缪宝兴、郎咸东、盛燮康。 EJ/T1022.5于1996年4月首次发布。
司。
II NB/T20010.5-2010
压水堆核电厂阀门
第5部分:奥氏体不锈钢锻件技术条件
1范围
本部分规定了压水堆核电厂核安全相关阀门用奥氏体不锈钢承压锻件(以下简称“锻件”)的技术要求。
本部分适用于压水堆核电厂1、2、3级阀门用锻件(阀体、阀盖、阀瓣等)。核用非核级阀门用锻件也可参照使用。
本部分不适用于阀杆和紧固件。 规范性引用文件
2
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅所注日期的版本适用于本文件。凡是不注日期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。
GB/T223(所有部分) 钢铁及合金化学分析方法 GB/T228—2002 金属材料室温拉伸试验方法(ISO6892:1998,MOD) GB/T229 2007 金属材料夏比摆锤冲击试验方法(ISO148—1:2006,MOD) GB/T4334.5 不锈钢硫酸-硫酸铜腐蚀试验方法 GB/T4338- 2006 金属材料高温拉伸试验方法(GB/T4338—2006,IS0783:1999,MOD) GB/T6394 金属平均品粒度测定方法(GB/T6394—2002,ASTME112:1996,MOD) GB/T10561 钢中非金属夹杂物含量的测定标准评级图显微检验法(GB/T10561—2005,IS04967:
1998,IDT)
GB/T11170 不锈钢的光电光谱分析方法 GB/T20066 钢和铁化学成分测定用试样的取样和制样方法(GB/T20066—2006,IS014284:1996,
IDT)
EJ/T1040 核电厂核岛设备材料理化检验方法 NB/T20003 核电厂核岛机械设备无损检测 ASTMA745/A745M 奥氏体钢锻件超声波检验方法(Standard practicefor ultrasonic
examination of austenitic steel forgings)
ASTME165液体渗透检验方法(Standardtestmethodforliquidpenetrantexamination) 3 锻造用钢
阀门锻件的锻造用钢应采用下列冶炼: a) 电炉(带单独脱气及附加精炼); b) 真空炉:
电炉或真空炉熔炼后,接着由真空重熔或电渣自耗电极重熔。 阀门锻件用钢也可采用钢厂提供的锻棒锻造。
4牌号和化学成分 4.1规定的牌号和化学成分
牌号和化学成分应符合表1的规定。 NB/T20010.5—2010 4.2化学成分检验 4.2.1熔炼分析
冶炼单位应对每炉或每包钢水进行化学分析,分析试样应从浇注过程中提取。熔炼分析的试样取样方法按GB/T20066的规定,分析结果应符合表1的规定。 4.2.2成品分析 4.2.2.1锻造厂应对成品锻件取样进行化学分析。当锻件重量大于500kg时,每件进行取样分析。当锻件重量等于或小于500kg时,按炉号对其中的一件进行取样分析。成品分析的试样取样方法按GB/T 20066的规定,成品分析的结果应符合表1的规定 4.2.2.2需方应对锻件成品进行化学成分分析(复验),分析结果应符合表1的规定。 4.2.2.3成品化学成分分析的试样也可以在力学性能试验用试块的余料上制取。 4.2.3化学成分分析方法
化学成分分析可按GB/T 223和GB/T11170的规定进行,成品化学成分分析的仲裁方法按GB/T223 的有关规定进行。 5制造 5.1 制造程序 5. 1.1 对于公称直径DV≥80mm的1级阀门用锻件, 锻造厂在开始制造前应制定包括下列内容的制造程序:
a) 钢的冶炼工艺: b) 所使用钢锭的重量和类型; c) 钢锭头尾切除百分率; d) 锻件在钢锭上的位置: e) 标注尺寸的锻造坏件图、经每一火次锻造后的锻件图。图中应标有每一火次锻造比和总锻造比:
0 热处理时的外形图、 无损检验时的外形图和交货件的外形图: g) 锻件的中间热处理和最终热 处理方式 h) 验收试验用试料在锻件上的位置; i) 在试料上截取试样的平面图。
5.1.2 应按制造先后顺序列出治炼、锻造、机加工、热处理、试料截取和无损检验的各个操作过程。 5.1. 3 若无特殊规定,对于公称直径DN≤80mm的1级阀门用锻件及2、3级阀门用锻件,制造程序可只包括5.1.1f)、g)、h) i)四项内容。 5.1. 4 锻造工艺的验证和评定要求包括:
对于公称直径DV≥80mm的1级阀门用锻件,锻造厂应在锻造之前对制造程序进行验证试验和评定,并提出评定报告;对于其他锻件,可以以第一个产品锻件作为验证件进行验证试验和评定;在制造过程中,若改变5.1.1中的任何一项程序时,则应对这一改变可能造成的后果作出评定,并进行必要的补充验证试验,或对整个制造程序重新验证和评定。
a)
b) c)
5.1.5对公称直径DV≥200mm的核安全相关阀门用锻件,在产品锻件评定和车间评定另有要求时,应在订货合同或设备技术规格书中加以注明。
2 NB/T20010.5-2010
%
3 0 O'T OT O'T O'T OT
V
080'0 080°0
V
2
02~002 092002 00~002 00~002 00000 00000 000 00610090 0061~0091 00 00000 0000008 0081~009 0081~0091 0021~006 0000 0001~006 00000 00000 00 0011~008 001~008 00000 00000 SO'0 S1O0 STO'O S1O'0 STO'0 STO'0 0000 000 0000 000'0 000'0 0000 0000 00'0 0000 000'0 SO0 700 0 ' 002 002 002 0 00 00z 00 00'z 002 002 00'1 00T 00'T 00'T 00T 00T 00 00T 00'T 00'1 090°0 0000 600 020'0 0000 600 080°0 060'0 080'0 0800 90 “%81000
0


%0V0N%00
V

S
P V
S VI
S J
U
V
O 0
台彭
. NB/T20010.5—2010
5.2锻造 5.2.1 锻造使用的钢锭或锻棒应有熔炼单位的质量证明书。 5.2.24 锻件应在压机、锻锤或轧机上经受热机械成形。这些设备都应具有足够的能力,以使整个截面上的金属锻透。 5.2.3采用钢锭锻造时,锻件的总锻造比不得小于3。当采用锻棒锻造时,按主截面计算锻造比不得小于1.6,其总锻造比不得小于3。 5.3 机加工 5.3.1 锻件成品热处理前,坏件的外形应尽可能加工成接近交货件的外形。
采用钢锭锻造时,每个钢锭头尾应有足够的切除量,以确保锻件无缩孔及严重偏析等缺陷。
5.3.2 5.3.34 锻件成品热处理之后, 最终无损检验前,锻件应按交货件外形图及无损检验对表面粗糙度的要求进行机加工。 5.3.4 锻件成品在机加工时发现锻造缺陷 该锻件应予报废。 5. 4 交货状态
锻件以固溶热处理状态交货。 热处理温度 1050℃~1150 C, 保温后水淬快冷。
5.4.1 5.4.23 度偏离规定值的允许偏差为土15℃。 5.4.3 全部热处理过程需记录,并死 入热处理报告中。
热处理炉内应至少有两根热电 偶记录到锻件 的热处理温度, 应严格防止过热。在保温期间,温
6力学性能
6.1 性能指标
锻件经交货状态热处理后的力学性能应符合表2的规定。 6.2取样规定
力学性能试样应取自锻件的加长或加厚部分,该部分在截取前应始终与锻件相连,并同时经受
6.2.1 锻造和热处理。 6.2.2模锻件的力学性能试样可取自能代表产品锻件用的单独试块锻件上, 但试块锻件应与产品锻件
为同一熔炼炉次的材料,并与产品锻件有相同的锻造比、锻造工艺及公称厚度。试块锻件还应与产品锻件同炉热处理。 6.2.3 试样截取后需作适当标记。 6.2.4 试块应有足够的尺寸,以便截取作规定的试验和可能进行重复试验所需的试样。在试块上截取试样时,应满足下列a)~d)的规定:
a) 圆柱形、圆筒形和圆饼形锻件应尽可能按切向取样。当锻件的尺寸允许时,试样轴线应垂直于
主锻造方向(横向试样); b) 当锻件厚度(或壁厚)大于40mm时,应使试样的轴线到最近表面的距离为20mm,试样有效部
位离其他表面的距离至少等于40mm; c) 当锻件厚度(或壁厚)小于40mm时,应使试样的轴线到最近表面的距离为二分之一厚度。试
样有效部位离其他表面的距离至少等于锻件厚度; d) 若锻件的形状不许可,则应尽可能接近这些数值。
4
上一章:NB/T 20010.4-2010 压水堆核电厂阀门 第4部分:碳素钢锻件技术条件 下一章:NB/T 20010.6-2010 压水堆核电厂阀门 第6部分:紧固件技术条件

相关文章

NB/T 20010.4-2010 压水堆核电厂阀门 第4部分:碳素钢锻件技术条件 NB/T 20010.3-2010 压水堆核电厂阀门 第3部分:不锈钢铸件技术条件 NB/T 20007.8-2017 压水堆核电厂用不锈钢第8部分∶1、2、3级奥氏体不锈钢无缝钢管 NB/T 20010.13-2010 压水堆核电厂阀门 第13部分:核用非核级阀门技术条件 NB/T 20010.6-2010 压水堆核电厂阀门 第6部分:紧固件技术条件 NB/T 20010.8-2010 压水堆核电厂阀门 第8部分:安装和维修技术条件 NB/T 20010.2-2010 压水堆核电厂阀门 第2部分:碳素钢铸件技术条件 NB/T 20010.14-2010 压水堆核电厂阀门 第14部分:柔性石墨填料技术条件