ICS 27.120.20 F 69 备案号：29095-2010
NB
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20010.2—2010 代替EJ/T1022.2—1996
压水堆核电厂阀门
第2部分：碳素钢铸件技术条件
PWR nuclear power plant valve- Part 2: Specification of carbon steel casting
2010-05-01发布
2010-10-01实施
发布
国家能源局 NB/T20010.2—-2010
目 次
前言 1 范围 2 规范性引用文件 3 冶炼工艺
II
牌号和化学成分 5 铸造
4
力学性能无损检验
6 7 8 壳体耐压试验 9
S
1
缺陷部位清除和修补 10 尺寸检查 11 标志 12 质量证明书 13 验收. 14 清洁、包装、运输
10 12 12 12 12 13 NB/T20010.2—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；一第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：一第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：一第12部分：气动装置：一第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2部分。 本部分按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本部分代替EJ/T1022.2—1996《压水堆核电厂阀门碳素钢铸件技术条件》，与EJ/T1022.2一1996
-
相比主要有以下变化：
-增加了关于目视检验、液体渗透检验、磁粉检验和射线照相检验的引用标准和具体要求： -增加了焊接及补焊标准和具体要求；一对表1和表2作补充修改；一删除5.3和5.4；一第7章“缺陷检验”改为“无损检验”，并增加无损检验人员的资格要求；一删除对“EJ/T501”和“EJ/T502”的引用；一界定了不允许补焊的条件。 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、安徽应流集团、江苏神通阀门股份有限公司、慎江阀门
-
有限公司。
本部分主要起草人：乐秀辉、杜应流、张逸芳、叶际涵、盛燮康。 EJ/T1022.2于1996年4月首次发布。
II NB/T20010.22010
压水堆核电厂阀门
第2部分：碳素钢铸件技术条件
1范围
本部分规定了压水堆核电厂核安全相关阀门用碳素钢承压铸件（以下简称“铸件”）的技术要求。 本部分适用于压水堆核电厂2、3级阀门用铸件（阀体、阀盖、阀瓣等）。
2规范性引用文件
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/T4336—2002 碳素钢和中低合金钢火花源原子发射光谱分析方法（常规法） GB/T4338—2006金属材料高温拉伸试验方法（GB/T4338—2006，IS0783：1999，MOD） GB/T6414铸件尺寸公差与机械加工余量 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/T1027.4 压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范碳钢和低合金钢的焊接 EJ/T1027.10 压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范焊接缺陷的补焊 JB/T7927阀门铸钢件，外观质量要求 NB/T20010.9 压水堆核电厂阀门第9部分：产品出厂检查与试验 NB/T20003（所有部分）核电厂核岛机械设备无损检测 ASTMA703/A703M承压部件用钢铸件通用要求（Standardspecificationforsteelcastings，
general requirements,for pressure-containing parts)
ASTME94具 射线照相检验导则（Standardguide for radiographicexamination） ASTME165 液体渗透检验方法（Standard testmethod forliquidpenetrant examination） ASTME186 厚壁[2-41/2in.（51-114mm)】钢铸件的标准对比照片（Standardreference
radiographs for heavy-walled (2 to 41/2in.[51 to 114mm])steel castings)
ASTME280 厚壁[41/2-12in.（114-300mm）］钢铸件的标准对比照片（Standardreference radiographsforheavy-walled（41/2to12in.(114to300mm)）steelcastings)
ASTME446 厚度不大于2in.（51mm）钢铸件的标准对比照片（Standardreferenceradiographsfor steelcastingupto 2in.[5lmm]inthickness)
ASTME709磁粉检验导则（Guideformagneticparticletesting）
3冶炼工艺 NB/T20010.2—2010
铸件用钢应采用电弧炉或感应电炉冶炼，也可采用其他相当的熔炼工艺熔炼。
牌号和化学成分
4
4.1 规定的牌号和化学成分
铸件牌号和化学成分应符合表1的规定。 4.2化学成分分析 4.2.1 熔炼炉次分析
铸造厂对每一熔炼炉次应作化学成分分析，测定规定的元素含量。分析结果应符合表1的规定。当订货合同对熔炼炉次化学成分分析有要求时应按订货合同及设备技术规格书的规定。
表1化学成分（质量分数）
单位为%
牌号 ZG275-485/20MN5M 熔炼成分 成品成分 熔烟 炼成分 成品成分
ZG205-415/WCA*b ZG250-485/WCB
ZG235-470/20M5M
化学元素
成品成分 ≤ 0.25 0.70 0.04 0.045 0.60 0. 30 0.50 0.50 0. 20 0. 03 1. 00
成品成分
≤ 0.31 1. 00 0.04 .045 0.60 0. 30 0.50 0. 50 .20 0.03 1. 00
≤ 0.25 1. 20 0.020 0.020 0.60 0. 0.50 0.40 0.25 0.30
≤ 22 .20 .020 0.020 0. 40
≤ 0. 25 1. 20 0.020 0.020 0.50
0.22
C
主要 Mn 化学 P 元素
0.020 0.020 0.55 0.50 0.50 0. 40
S Si Cu Ni
残余 Cr 元素 Mo
0.03
V 总和
1. 00
a对ZG205-415/WCA、ZG250-485/WCB允许的最大含碳量每下降0.01%，最大含锰量可增加0.04%，直至最大含量分别
可达1.10%、1.28%。 如订单中要求碳当量时，碳当量按CE=C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+（Ni+Cu)/15计算；ZG205-415/WCA和ZG250-485/WCB的最大碳当量应≤0.45。 ℃仅对主蒸汽隔离阀阀体用铸件。 4.2. 2 成品分析
b
2 NB/T20010.22010
4.2.2.1 成品化学成分分析（复验），每一熔炼炉次一个试样。每一熔炼炉次化学成分分析用试样应在浇注中途制取。 4.2.2.2如需方要求并在订货合同中注明，还应在每批（批的定义见6.4）一个铸件上取样进行成品化学成分分析。成品分析试样也可在力学性能试验用试样的余料上制取。 4.2.2.3化学成分分析用试样应按GB/T20066的规定制取。当用钻屑取样时，应取自表面下至少6.5mm 处。如铸件壁厚小于12mm时取中心部位。 4.2.2.4成品化学成分分析方法按GB/T223或GB/T4336—2002的规定。 4.2.3仲裁分析
化学成分仲裁分析方法按GB/T223的规定进行。
5铸造 5.1铸造程序 5.1.1 铸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) 铸件的铸造工艺：
铸件工艺图，如力学性能用试块是本体附铸，在图中还应注明附铸试块的附铸部位及试块上截取试样的平面图：
C)
d) 热处理工艺（包括入炉温度、升温速度、保温温度、保温时间、降温速度、冷却方式及时间、
出炉温度)； e）单铸试块图纸和试块上截取试样的平面图。
5.1.2制定铸造工艺路线图，按时间先后列出熔炼、造型、热处理、取样、无损检验及焊补等各个主要工序。 5.2样件 5.2.1铸造厂在批量铸造前应制造样件以验证制造方法。在样件上进行最大可能体积射线照相检验，并提出评定报告。如果受样件形状限制不能进行最大可能体积射线照相检验或不能可靠地评定样件的质量时，可进行破坏性试验。破坏性试验须需方见证。 5.2.2如果铸造厂在三年内曾经铸造过几何相似的铸件，而且铸造工艺也相同，无损检验或破坏性试验又能查明其各部位符合要求，并有良好使用业绩，则可不铸造样件。如需重新开模，则需重新评定。 5.2.3在铸造过程中，若改变任何一项程序时，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铸造程序重新验证和评定。 5.2.4当订货合同或设备技术规格书有要求时，对主蒸汽隔离阀和主给水止回阀用铸件还应按设备技术规格书的规定进行产品技术鉴定和车间的资格评定。 5.3交货状态 5.3.1铸件应以热处理状态交货，热处理工艺由供方决定。表1所列材料应以正火或火加回火（回火温度不低于550℃）状态交货。 5.3.2在热处理保温期间，偏离热处理规定温度的最大允许偏差为土10℃。
6力学性能 NB/T20010.2—2010
6.1 性能指标 6.1.1 铸件的力学性能应符合表2、表3的规定。 6.1.2 表中所列在300℃时的抗拉强度和屈服强度，当订货合同要求时应予验证。 6.1.3 如要求冲击韧性试验最小值高于表2，应在订货合同及设备技术规格书中给予规定。 6.2 取样规定 6.2.1 拉伸和冲击试样应在力学性能试验用试块上制取。单件重量大于1000kg的铸件，应每个铸件带试块，其他铸件按批带试验试块。 6.2.2 力学性能试验用试块应在浇注中途单独铸出或本体附铸
并同炉热处理。
6.2.3 试块与其所代表的铸件或 批铸件应同 6.2.4 附铸试块的附铸部位 般由供方决定， 如果需方有特殊要求，则由供需双方协商。 6.2.5 当试块数量不足时， 从同批铸件上取样试验。取样部位及性能指标由供需双方协商。 6.2.6 力学性能试验一般存 交货状态热处理试块上取样进行试验。若铸件在加工过程中或在以后的安装焊接过程需经消除应力 热处理 成其 热处理时， 有可能会改变其力学性能。因此，在需方要求时，则试块还需进行模拟消除应 力热 处理后 进行力
文号
验。该模拟热处理代表铸件在加工过程中所经历
的热处理过程，其保温温度为 610℃ 制造中消除应 力热处理温 其保温时间应超过制造过程中实际热处理的累计保温时间的80%。 在温 超过400℃时的加热和冷却速率应符合以下规定：
a) 当接管的壁厚 2 25mm时， b) 当接管的壁厚t>25mm时， 不超过按下式计算的结果和55C/h中的较大值：
T
220 x25℃/h。 对主蒸汽隔离阀阀体， 试块的模拟消除应力热处理，其保温温度为下述温度中较低者：
t
1)610℃; 2) 比性能热处理回火温度低25℃的温度。
其保温时间应超过制造过程中实际热处理的累计保温时间的80%，最少8 NB/T20010.2-2010
表2铸件的力学性能
ZG205-415/WCA ZG250-485/WCB ZG275-485/20MN5M ZG235-470/20M5M
力学性能抗拉强度 R/MPa 屈服强度 Rp0.2/MPa 断后伸长率 A / % 断面收缩率 Z / % 300℃抗拉强度 R /MPa 300℃屈服强度 Ro.2/MPa
≥470
≥485
≥415~585
≥485~655
≥275
≥235
≥205
≥250
≥20
≥20
≥24
≥22
≥35
≥35
≥35
≥35
≥435
≥425
≥185
≥210
最小平
40
见6.5.2.2
40
27
0℃冲击试验 均值
个别最小值
KV/J
见6.5.2.2
28
28
20
：对冲击试验，三个试样中只允许一个试样结果低于最小平均值，且不低于个别最小值。 当订货合同或设备技术规格书有要求时，对主蒸汽隔离阀用铸件材料，其300℃时的Ro.≥180MPa：冲击试验的最小平均值和个别最小值应分别提高到不低于56J和48J。
6.2.7 制取试样用试块的其他要求：
试块应具有足够大的尺寸，以便截取试验和复验的试样。试块横截面的最小尺寸应能够代表铸件的标准截面（不包括法兰和转接圆角）；对用于主蒸汽隔离阀阀体以外的铸件，试块横截面不应小于28mm，也不应大于240mm。试样轴线与试块表面的距离应至少等于试块厚度的四分之一，其最小距离为14mm。若铸件的标准厚度小于28mm，则试块截面最小尺寸可等于铸件的厚度，但应大于14mm，试样轴线应位于二分之一厚度处：对用于主蒸汽隔离阀阀体的铸件，试样轴线距试块热处理表面的距离，至少等于最近表面处铸件厚度的四分之一，其他表面处铸件厚度的二分之一（但不超过60mm）。在所有情况下试样的端部离试块的端部至少为40mm。试块尺寸以及试样在试块上的位置图应在制造程序中注明；试验用试块的尺寸，以及试样在试验用试块中的方向和位置应在制造程序中规定。
a)
b)
c)
d
6.3试验项目及数量
每批铸件应进行下列试验，对主蒸汽隔离阀阀体用铸件，应逐件取样进行力学性能试验： a) 室温拉伸试验，每批一个试样： b) 冲击试验，每批一组三个试样；
弯曲试验（当有规定时），每批一个试样： d) 高温拉伸试验（当订货合同及设备技术规格书要求时应予验证），每批一个试样。
C)
5