NB/T 20007.9-2019 压水堆核电厂用不锈钢第 9 部分:1、2、3 级奥氏 体不锈钢对焊无缝管件.pdf

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ICS 23. 040. 60 J 15 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20007.9-2019 代替NB/T20007.9--2011 压水堆核电厂不锈钢 第9部分:1、2、3级奥氏体不锈钢对焊 无缝管件 Stainless steel for pressurized water reactor nuclear power plantsPart 9: Class 1 2 and3 austenitic stainless steel seamless butt-welding pipefittings 2019-12-30发布 2020-07-01实施 国家能源局发布
NB/T 20007.9-2019 目次 前言.... 1范围 2规范性引用文件 3订货要求 4制造. 5力学性能.

6晶间腐蚀试验 7晶粒度测定. 8重新热处理 9表面质量 10渗透检测. 11缺陷的清除与修整 12水压试验.

13尺寸和外形检查. 14试料保管. 15标志、清洁、包装和运输, 16质量证明文件.
NB/T 20007.9-2019 前言 NB/T20007《压水堆核电厂用不锈钢》与NB/T20005《压水堆核电厂用碳钢和低合金钢》NB/T20006 《压水堆核电厂用合金钢》、NB/T20008《压水堆核电厂用其他材料》和NB/T20009《压水堆核电厂用 焊接材料》共同构成了压水堆核电厂核岛机械设备用材料系列标准.

NB/T20007《压水堆核电厂用不锈钢》分为若干部分,本部分为NB/T20007的第9部分.

本部分按照GB/T1.1-2009给出的规则起草.

本部分代替NB/T20007.9-2011《压水堆核电厂用不锈钢第9部分:1、2、3级类氏体不锈钢对焊 无缝管件》,主要技术变化如下: 一一修改适用范围,将“不适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂管道系统用的锻造弯头"修改为“不适 用于压水堆核电厂以锻造方式成形的管件”(见第1章,2011版第1章): 修改了订货要求的内容(见3.2,2011版3.2): 修改了制造的内容(见第4章,2011版第4章与第5章): 一修改了力学性能的内容(见第5章,2011版第6章和第7章): 修改了品间腐蚀试验的内容(见第6章,2011版第8章): 修改了晶粒度测定的内容(见第7章,2011版第9章); -修改了表面质量检查的内容(见第9章,2011版第11章): 一修改了无损检测的内容(见第10章,2011版第11章与第12章) 一一修改了缺陷部位的清除和修整(见第11章,2011版第13章); 修改了水压试验的内容(见第12章,2011版第15章): 一一修改了尺寸、外形及允许偏差的内容(见第13章,2011版第14章): 一修改了质量证明文件的内容(见第16章,2011版第17章).

本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出.

本部分由核工业标准化研究所归口.

本部分由中国核电工程有限公司负责起草,中广核工程有限公司和中国核动力研究设计院参加起 草.

本部分主要起草人:高扬、焦少阳、刘蔚、邹眠.

本部分所代替标准的历次版本发布情况: -NB/T 20007.92011: --EJ/T 4041999; EJ/T 4041989. I1
NB/T 20007. 92019 压水堆核电厂用不锈钢 第9部分:1、2、3级奥氏体不锈钢对焊无缝管件 1范围 本部分规定了压水堆核电厂1级、2级、3级奥氏体不锈钢对焊无缝管件的制造、检验和验收等要求.

本部分适用于采用无缝钢管或钢板制造的压水堆核电厂公称壁厚不大于50mm的1级、2级、3级类 氏体不锈钢对焊无缝管件.

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(包括的修改单)适用于本文件.

GB/T228.1-2010金属材料拉伸试验第1部分:室温试验方法(ISO6892-1:2009,MOD) GB/T228.2金属材料拉伸试验第2部分:高温试验方法(GB/T228.2-2015,ISO6892-2:2011, MOD) GB/T229-2007金属材料夏比摆锤冲击试验方法(ISO148-1:2006,MOD) GB/T6394金属平均品粒度测定方法 GB/T12459钢制对焊管件类型与参数 GB/T13298金属显微组织检验方法 NB/T20001压水堆核电厂核岛机械设备制造规范 NB/T20003.4核电厂核岛机械设备无损检测第4部分:渗透检测 NB/T20004-2014核电厂核岛机械设备材料理化检验方法 NB/T20007.5压水堆核电厂用不锈钢第5部分:1、2、3级奥氏体不锈钢板 NB/T20007.8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 3订货要求 3.1在订货合同中注明本部分标准编号、材料牌号、管件的等级、管件的尺寸规格和数量等.

3.2在订货合同中应明确下述要求: a)管件化学成分的特殊要求: b)管件是否要求进行高温拉伸试验: c)尺寸、外形及允许偏差的要求: d)其他要求.

4制造 4.1制造文件
NB/T20007.9-2019 对1级管件,在开始制造前,管件制造厂应编制一份制造大纲,并对制造过程的各个关键工序,如 热处理、取样和无损检测等编制文件进行控制.

4.2基体材料 制造管件的钢板应满足NB/T20007.5的要求.

制造管件的无缝钢管应满足NB/T20007.8的要求.

4.3成形 管件可用冷加工或热加工方法成形.

4.4热处理和交货状态 4.4.1在下述情况下,管件应以固溶处理并经酸洗和钝化处理后交货: a)热加工成形的管件: b)冷变形量大于10%的管件(经工艺评定证明,可为15%).

4.4.2固溶处理的保温温度应在1050℃~1150℃之间,管件在热处理保温期间的温度偏差不得超 过±10℃.

4.4.3热处理的热处理保温温度及其偏差、炉内气氛、保温时间、冷却方式等应记录并列入质量 证明文件.

5力学性能 5.1规定值 管件的力学性能规定值应与基体材料的要求相同.

5.2取样 5.2.1对于公称外径小于等于114.3mm的管件,在代表其交货状态的见证件上截取一块试料.

见证件 应从制造该批管件的原始钢板或钢管上截取,应与管件经受相同的热循环,并与所代表批的管件同炉热 处理.

5.2.2对于公称外径大于114.3mm的管件,应从每批交货状态的管件上截取一块试料,或从取样专用 的超长部分上截取.

如受尺寸限制,可按5.2.1的规定执行.

5.2.3当管件不需要热处理时,管件的力学性能可用基体材料的力学性能代表,可不截取力学性能试 样.

5.2.4试样的截取应尽可能符合基体材料标准所规定的要求,但试样的有用部分距热处理边缘的距离 应不小于管件厚度.

5.3试验 5.3.1组批规则

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