| 控制维度 | 硬性指标与操作规范 |
|---|---|
| 化学成分 | C≤0.20%,Mn: 1.20%~1.60%,P≤0.020%,S≤0.015%。采用电弧炉或转炉冶炼,必须经真空脱气处理。 |
| 热处理工艺 | 锻件成型后须进行正火或正火+回火处理。正火温度控制在880℃~920℃,回火温度不低于600℃,保温时间按有效厚度计算(≥1min/mm)。 |
| 力学性能 | 室温抗拉强度490~630MPa,屈服强度≥265MPa,断后伸长率≥22%。-20℃夏比V型缺口冲击功三个试样平均值≥40J,单值≥28J。 |
| 无损检测 | 100%超声波检测(UT),按NB/T 20003验收,当量直径≥4mm的单个缺陷或密集缺陷须记录并评定。表面磁粉(MT)或渗透(PT)检测,不允许存在线性缺陷。 |
对策:优化冶炼工艺,降低P、S等杂质元素含量;在热处理时采用强制风冷或喷雾冷却代替自然空冷,提高心部冷却速度,细化心部组织,确保-20℃冲击功达标。
对策:在UT检测前,对锻件表面进行精密机加工,确保表面粗糙度Ra≤6.3μm;采用双晶探头或低频探头进行复测,结合锻件晶粒度评级,排除因晶粒粗大引起的声学衰减,准确定位真实缺陷。
对策:在锻件出厂前进行模拟焊后热处理(PWHT),设定保温温度为595±10℃,保温时间涵盖实际施工最大累计时间。依据模拟PWHT后的试样进行力学性能检验,确保现场焊接后热影响区性能仍符合标准要求。
| 标准号 | 标准名称 | 状态 | 发布日期 | 实施日期 |
|---|---|---|---|---|
| NB/T 20005.16-2012 | 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第16部分:主蒸汽系统用弯头 | 现行 | 2012-01-06 | 2012-04-06 |
| NB/T 20004-2014 | 核电厂核岛机械设备材料理化检验方法 | 现行 | 2014-06-29 | 2014-11-01 |
| NB/T 20005.3-2012 | 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第3部分:2、3级辅助泵轴锻件 | 现行 | 2012-01-06 | 2012-04-06 |
| NB/T 20005.1-2024 | 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第1部分:1、2、3级设备用锻、轧件 | 现行 | 2024-09-24 | 2025-03-24 |
| DL/T 1117-2009 | 核电厂常规岛焊接工艺评定规程 | 现行 | 2009-07-01 | 2009-12-01 |
| DL/T 983-2005 | 核电厂蒸汽湿度测量技术规范 | 现行 | 2005-11-28 | 2006-06-01 |
| DL/T 1118-2009 | 核电厂常规岛焊接技术规程 | 现行 | 2009-07-01 | 2009-12-01 |
| DL/T 1142-2009 | 核电厂反应堆控制系统软件测试 | 现行 | 2009-07-01 | 2009-12-01 |
| NB 10598-2021 | 压水堆核电厂常规岛低压成套开关设备和控制设备技术条件 | 现行 | 2021-01-07 | 2021-07-01 |
| NB/SH/T 0818-2010 | 橡胶沥青 | 现行 | 2010-05-01 | 2010-10-01 |