EJT 473-2000压水堆核电厂蒸汽发生器镍铁铬合金传热管技术条件.pdf

1CS 27. 120. 99; 77. 150. 40F 65EJ备案号：7693一2000中华人民共和国核行业标准EJ/T 4732000代替EJ/T 473-89压水堆核电厂蒸汽发生器镍铁铬合金传热管技术条件Specification for nickel-iron-cromium alloytube for nuclear steam generator forpressurized water reactor nuclear power plant2000-09-20 发布2001-01-01 卖施国防科学技术工业委员会发布 EJ /T 473 -- 2000前言本标准是对EJ/T 473一89的修订。本标准以秦山三十万千瓦压水堆核电厂有关技术条件为基础编写而成。为有利于国产化，本标准只引用国家标准和核行业标准。本标准已用于秦山三十万千瓦压水堆核电广及巴基斯坦恰希玛核电厂蒸汽发生器传热管采购。秦山核电厂的运行表明该传热管是可靠的。本标准从实施之日起，同时代替EJ/T 473-89。本标准由全国核能标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所归口。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：徐金康、刘威。 EJ/T 473-2000压水堆核电厂蒸汽发生器镍铁铬合金传热管技术条件1 范围本标准规定了压水堆核电厂蒸汽发生器的镍铁铬合金（800合金）传热管的制造和验收技术条件。本标准适用于压水堆核电厂蒸汽发生器的镍铁铬合金（800合金）传热管。2规范性引用文件下列规范性文件中的有关条文通过本标准的引用雨成为本标准的条文。下列注明日期或版次的引用文件，其后的任何修改单或修订版本都不适用于本标准，但提倡使用本标准的各方探讨使用其必威体育精装版版本的可能性。下列未注明日期或版次的引用文件，其必威体育精装版版本适用于本标准。GB/T222-84钢的化学分析用试样取样法及成品化学成分允许偏差GB/T 228-87金属拉伸试验法GB/T 4334.590不锈钢硫酸-硫酸铜腐蚀试验方法GB/T 4338-95金属高温拉伸试验方法EJ/T 34588压水堆核电厂水化学技术条件YB/T5148-93金属平均晶粒度测定法3制造工艺应采用电炉加氩氧脱碳法工艺或高频感应炉工艺冶炼。管子为无缝的。先经热挤压再冷轧。最终热处理应在光亮退火炉中进行，并采用适当的退火温度保证达到要求的材料性能。光亮退火后，管子应经最终无芯冷拔以得到规定的力学性能。弯成U形管后，管子外表面应经玻璃珠喷丸处理，在管子外壁造成压缩应力。4尺寸和偏差U型管的几何形状和尺寸应满足定货要求。管子外径：22±0.11mm;19±0.1mm管子壁厚：1.20+0.5mm;1.10±0:5mm弯管半径（R)的允许偏差见表1。表 1 弯管半径(R)的允许偏差mm弯曲半径(R)允许偏差45?±1. 6457R≤762±2. 4762±3. 2直段长度(L,)的允许偏差：±3.2 mm。1 EJ/T 473- 2000两直段长度相差(a)不得大于1.6mm。直段间距(P)的允许偏差：由圆弧与直段的切点到该点以下1m 范围内应保证直段间距的允许偏差为±0.8mm。端头垂直度(0)公差值应不大于0.2mm。各管端的内外表面应去除毛刺。5 化学成分及分析5.1化学成分化学成分应满足表 2 的规定。5.2成分分析对每一熔炼炉号取一次炉前分析,对每一批管子作成品管材的化学分析，试样每批个，试验按GB/T 222 的规定进行。分析结果应满足表 2 的要求。表2镍铁铬合金化学成分元素规定化学成分范围%c00si0. 30~~0.70Mn0. 40 1. 00P≤0.015s≤0.01521. 00-23. 00IN32. 00~ 35. 0080°0Al0. 15~0. 45Ti09°0NCu≤0.75Fe余量P+N≤0. 045Ti/C≥12Ti/(C+N)M86性能试验6.1“批”的定义由同一炉号、相同名义尺寸和同一热处理炉次组成的直管定义为一“批”。6.2常温拉伸试验管子经最终冷拔后，每批管子取 1%(但不得少于 2根)的试样做常温拉伸试验，试验应按 GB/T228的规定进行，试样为全截面。力学性能应满足：0.2%的届服强度（αo.2）)334471MPa:抗拉强度（cb）569~697MPa;延伸率(8s)≥30%。6.3高温拉伸试验管子经最终冷拔后，每批管子取 2个试样做 350℃高温拉伸试验，试验应按 GB/T 4338的规定进2 EJ/T 473-2000行。试样为全截面，力学性能应满足：0.2%的屈服强度（co.2350）最小295MPa;抗拉强度（αp350℃）提供数据；延伸率（0s350）提供数据；6.4扩口试验和压扁试验管子经最终冷拔后，在未定尺寸前所有管子的一端取样作扩口试验，预心