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文档简介
核电厂双相不锈钢焊接规范
一、任务来源及计划要求
本标准修订任务来源于《国家能源局综合司关于下达2021年能源领域行业
标准制修订计划及外文版翻译计划的通知》(国能综通科技[2021]92号),项目编
号:能源20210663,由上海核工程研究设计院有限公司主要起草,计划于2023
年8月31日前完成项目报批稿。
二、标准编制组组成
本标准由上海核工程研究设计院有限公司负责起草为确保本标准修订工作
的顺利完成,由上海核工程研究设计院有限公司、中国核电工程有限公司、中广
核工程有限公司、中国核工业第五建设有限公司、哈尔滨焊接研究所等单位组成
标准编制组。负责标准条文的编制,推动标准修订工作的开展。标准编制组成员
情况详见表1。
表1标准编制组成员名单
序号姓名单位职务/职称负责编写内容
1丛大志上海核工程研究设计院有限公司高级工程师全文(编制)
2吴崇志上海核工程研究设计院有限公司高级工程师全文(校核)
3张俊宝上海核工程研究设计院有限公司研究员级高全文(审核)
级工程师
4郭城湘中国核电工程有限公司高级工程师全文(参编)
5唐利萍中广核工程有限公司高级工程师全文(参编)
6金亮中广核工程有限公司高级工程师全文(参编)
7待定中国核工业第五建设有限公司
8待定哈尔滨焊接研究所
三、编制过程
本标准的修订过程主要分为前期准备、初稿编写、征求意见稿编写、送审稿
编写、报批稿编写等阶段。
3.1前期准备(2021年10月-2022年7月)
在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后,根据国内各种堆型核
电机组中双相不锈钢的实际应用情况,编制组在NB/T20277—2014
《A240(S32101)双相不锈钢焊接规范》标准的基础上进行了适应性修订,将标准
的适用范围从非能动压水堆核电厂扩展至压水堆核电厂,并结合国内实际情况,
于2022年7月完成初稿编写。
3.2征求意见稿编写(2022年8月-2023年2月)
2022年8月至10月,参编单位对标准初稿进行了意见反馈,主编单位根据
意见进一步进行了沟通,并于2023月2月完成征求意见稿编写。
3.3送审稿编写(2023年3月-2023年7月)
待编。
3.4报批稿编写(2023年8月-2023年12月)
待编。
四、标准现状分析
双相不锈钢材料具有优良的耐腐蚀性能和良好的力学性能,在特定的应用
场景下相较于奥氏体不锈钢具有明显的比较优势,近年来其在核电领域的应用
范围逐渐增加。在国内各种堆型核电机组中,包括AP/CAP系列堆型的换料水
池、乏燃料池等,M310二代改进型、华龙一号等堆型的不锈钢覆面,以及各种
堆型核电机组的海水系统用管道和设备等,均已经陆续设计使用了双相不锈钢
材料,其中涉及的双相不锈钢材质主要包括低镍双相不锈钢:使用Mn、N等元
素减少Ni用量的双相不锈钢,如UNSS32101;22Cr双相不锈钢:名义Cr含量
为22%的双相不锈钢,如UNSS32205;超级双相不锈钢:名义Cr含量为25%,
且PREN不小于40的双相不锈钢,如UNSS32750、S32760。
由于双相不锈钢具有典型的双相组织,以及在核电站设计使用中的服役环
境要求,使其在焊接材料、焊接评定、无损检测等方面均有相应的特殊性,其
焊接质量对相关系统、部件的长期安全稳定运行产生重要影响。在国外双相不
锈钢应用较早的海洋工程和石化领域,已有BS4515-2、API938-C等标准对双
相不锈钢的焊接制定了相关要求。近年来ASMEB&PVC第IX卷亦有提议增加
双相不锈钢焊接工艺评定的专门规则。2014年发布的NB/T20277“A240(S32101)
双相不锈钢焊接规范”满足了非能动压水堆核岛结构模块双相不锈钢S32101的
焊接技术需求。但除此之外,在国内外的核电领域,以及国内的其他工业领域,
对于UNSS32205、S32750和S32760等的焊接均无相关规范指导。因此,有必
要对NB/T20277—2014进行适应性修订,以全面涵盖UNSS32101、S32205、
S32750和S32760等的焊接技术要求,满足国内各种压水堆核电厂双相不锈钢焊
接的标准需求。
五、标准制修订背景和原则
当前我国核电技术处于多种堆型、多种技术路线并存的局面,在此背景下为
全面支撑核电安全高效发展及核电“走出去”战略,2018年国务院要求加强核
电标准化工作,提出了形成标准技术路线统一、结构完善的核电标准体系的总体
目标。
本标准修订项目即是在这一背景下,根据国内各种堆型核电机组中双相不锈
钢的实际应用情况,对NB/T20277进行适应性修订,以规范统一的技术标准全
面覆盖我国各压水堆核电机型中双相不锈钢焊接的技术需求,指导压水堆核电厂
低镍双相不锈钢、22Cr双相不锈钢、超级双相不锈钢的焊接。
六、主要技术内容说明
本文件规定了压水堆核电厂双相不锈钢制造用材料、焊接工艺评定、焊接技
能评定、产品焊接、焊缝的无损检测、焊缝返修、焊后表面处理、完工文件的要
求。本文件适用于压水堆核电厂用双相不锈钢与双相不锈钢、双相不锈钢与奥氏
体不锈钢、双相不锈钢与低合金钢及双相不锈钢与碳钢的焊接。
6.1范围
结合核电厂的应用现状,本标准范围扩展至压水堆核电厂低镍双相不锈钢、
22Cr双相不锈钢、超级双相不锈钢的焊接。补充的内容包括双相不锈钢的焊接
材料要求、焊接工艺评定要求、产品焊接要求、焊缝无损检测要求等。
6.2焊接材料
按照母材类别组合,给出了对应的焊材型号。
焊接材料主要试验项目包括拉伸、夏比V型缺口冲击、化学成分、铁素体
含量测定、腐蚀等要求。具体考核指标依据国标GB/T983、GB/T17853、GB/T
29713中的规定,并参考了相应母材规定的要求。
具体包括以下方面:
——对于拉伸试验,增加了2594型、2595型和309LMo型焊材类别。对于
309LMo型,其强度和延伸率要求与309L型一致。对于2594型和2595型,根
据母材S32205、S32750和S32760相关ASME标准要求,规定抗拉强度≥800MPa,
规定塑性延伸强度≥550MPa,断后伸长率≥15%,其中抗拉强度和规定塑性延伸
强度参考母材要求,断后伸长率参考焊材要求,母材要求如下表所示。
抗拉强度规定塑性延伸强度
产品技术标准牌号
Rm(MPa)RP0.2(MPa)
S32750800550
无缝管/焊接管SA790
S32760750550
S32101690(厚度≤5mm)450
S32101650(厚度>5mm)450
管道SA789S32205655485
S32750800550
S32760750550
S32205620450
管道配件SA815S32750800-965550
S32760750-895550
S32750800550
S32750730(厚度≥515
锻件SA182
50mm)
S32760750-895550
S32205655450
板薄板带材SA240S32750795550
S32760750550
棒材和型材SA276S32760750550
——对于夏比V型缺口冲击试验,按NB/T20004进行试验,取样数量由3
个变更为1个,明确了摆锤刀刃为2mm或8mm,并将2209型、2594型和2595
型焊材分别进行了要求。对于2209型焊接材料焊缝熔敷金属在-40℃进行KV冲
击试验,单个最小值不低于34J;对于2594型焊接材料焊缝熔敷金属在-40℃进
行KV冲击试验,单个最小值不低于54J;对于2595型焊接材料焊缝熔敷金属在
-46℃进行KV冲击试验,单个最小值不低于54J。
——对于化学成分,熔敷金属化学成分按GB/T223、GB/T11170、GB/T20123
和GB/T20124进行分析。考核指标主要参考相应GB/T标准的要求,并结合国
内的核电制造经验和工业基础体系,增加了E2594、E2595、E309LMo、S309LMo
焊材的熔敷金属化学成分要求,按国标修改了焊丝和药芯焊丝型号名称。
——对于铁素体含量测定,修改2209型,增加2594型、2595型焊接材料
熔敷金属铁素体含量要求为35%~60%,增加309LMo型铁素体含量要求为
5FN~18FN,并增加铁素体含量转换成铁素体数的公式。
——对于腐蚀试验,对于2209型、2594型、2595型焊材,按ASTMA923
方法C进行腐蚀试验,试验温度按4.3.5章节的要求,验收标准应为重量损失最
大不超过10mdd,并在最小20×检测中没有点蚀;对于2209型还应按GB/T4334
进行晶间腐蚀试验,经腐蚀试验的试样按规定弯曲后,在10倍放大镜下观察其
弯曲外表面,应无因晶间腐蚀而产生的裂纹。
6.3耐点蚀当量
对于2594型、2595型焊材填充材料,要求耐点蚀当量PREN应不低于40,
给出了计算公式PREN=%Cr+3.3×(%Mo+0.5%W)+16×%N。
6.4衬垫
将原来的双相不锈钢分别与其他材料焊接的情况,归纳为双相不锈钢之间焊
接衬垫和双相不锈钢与非双相不锈钢材质(碳钢、低合金钢、奥氏体不锈钢)之
间的焊接衬垫两部分,并增加非永久衬垫去除后的无损检测要求。
6.5焊接工艺评定
双相不锈钢焊接工艺评定标准修改为按NB/T20002.3第1等级或设计选定
的其他标准进行,参考三代压水堆核电厂相关焊接经验,当发生如下变化时,也
需重新进行焊接工艺评定:
a)热输入降低值大于焊接工艺评定中采用最大热输入的40%,或热输入超
过焊接工艺评定中采用的最大热输入;
b)改变双相不锈钢母材的UNS号;
c)改变双相不锈钢焊材商品牌号;
d)最大道间温度的增加;
e)GMAW焊接电流类型、极性或脉冲焊接设备脉冲类型的变化;
f)背面保护气体成分的变化;
g)对于没有衬垫或不进行背面清根的单面全熔透对接焊缝,在焊缝熔敷金
属达到13mm前,每层的焊接方法与焊接工艺评定不一致;
h)对于自动焊,摆动的幅度、频率或停留时间的改变;
i)自动焊机品牌型号的改变;
j)对管道或管子如采用自动焊接,应在产品的每一位置评定合格。除自动
焊以外的焊接,垂直位置应采用立向上焊接。评定试件的厚度覆盖范围
为:
评定试件t,mm覆盖范围T,mm
t≤16t≤T≤min(2t,16)
16<t<2916<T<29
t≥29t≤T≤1.3t
存在变化的具体试验包括:
——对于拉伸、弯曲试验,试验方法及验收标准按照NB/T20002.3第1等
级或设计选定的其他标准进行;
——对于铁素体含量测定,增加金相法测定铁素体含量时放大倍数的要求为
至少700倍,增加焊缝表面、焊缝根部可以按AWSD1.6图3.1WRC-1992采用
化学分析法或按照GB/T1954采用磁性法测定铁素体含量,相应调整并增加试验
结果要求;
——对于夏比V型缺口冲击试验,冲击性能试验的试验方法及验收标准按
照NB/T20002.3第1等级或设计选定的其他标准进行。增加双相不锈钢每个试
样应按ASTMA923方法B进行有害项检查,明确取样位置和验收标准;
——对于腐蚀试验,增加腐蚀试验最低温度要求。增加了双相不锈钢焊接工
艺评定焊接接头腐蚀试验应按ASTMA923方法C进行。试样应包括母材、焊
缝及热影响区。除非焊接后产品进行酸洗,否则试样不允许进行酸洗。验收标准
为重量损失不超过10mdd,并经至少放大20倍检查,无点蚀。增加腐蚀试验最
低温度要求。
6.6焊接技能评定
所有焊工/焊接操作工的焊接技能评定,对于安全级焊缝焊接时,应根据生
态环境部令第5号要求取得相应资格,并按NNSA-HAJ-0002-2019进行焊接技能
评定;对于非安全级焊缝焊接时,可按设计方许可的要求进行焊接技能评定。
增加对于没有衬垫的单面焊对接焊缝,每位焊工应采用工艺规程中规定的双
相不锈钢母材及焊接材料进行评定。增加对于双相不锈钢焊工评定试验,临近每
个弯曲试样的焊缝横截面应进行铁素体含量测试,焊缝根部和表面的铁素体含量
应满足焊接工艺评定的要求。
6.7产品焊接
——对于焊接工艺规程,补充了热输入降低值不得大于焊接工艺评定中采用
最大热输入的40%。
——对于焊接方法,无衬垫的单面全焊透焊缝的根部焊道和随后一道焊缝,
只允许采用GTAW工艺。如采用无填充金属的焊接工艺,焊后必须进行固溶热
处理,固溶处理后进行水淬。现场安装焊缝,不允许采用无填充金属的焊接工艺。
——对于预热和道间温度,增加不经固溶焊后热处理的焊缝道间温度应不超
过120℃,进行固溶焊后热处理的焊缝道间温度应不超过175℃,仅允许在部件
低于10℃或需要除湿时进行预热。
——增加产品焊接要求,全焊透的单面焊缝在无衬垫的情况下,焊缝厚度在
达到5mm前,应使用背面保护气体。焊前,单面焊接接头应背面充气直至氧气
分析仪测得的氧气浓度小于0.5%或按照安装公司经验执行。若焊缝背面清洁和
液体渗透检测完全可达并已实施,可以免除背面气体保护。背面保护气体应为氩
气。可以使用含有部分氮气或氢气的氩气作为背面保护气体使用,但需得到采购
方认可,且使用该混合气体的焊接工艺评定合格。
——焊缝清理,增加在衬垫材料清除后,焊缝根部应进行目视检测、液体渗
透检测或磁粉检测。应在射线或超声检测前清除衬垫。
6.8焊缝无损检测
安全级部件的无损检测人员应应根据生态环境部令第6号要求取得相应资
格,非安全级部件的无损检测人员应按设计方规定持有相应资格。
无损检测方按NB/T20003的相应部分进行,验收标准按NB/T20002.6或设
计规定的标准进行验收。
增加铁素体检验,应对至少25%的产品焊缝和热影响区均检测铁素体含量。
铁素体含量的平均读数应为30%-65%。只要有可能,都应在焊接接头接触流体
的一侧测量铁素体含量。检验的抽样方法应保证最少每个焊工、每批母材都覆盖
到。如果发现不可接受的焊缝,在找到不合格的原因并已采取措施纠正前,应对
与该焊缝接头相同炉号母材的所有焊缝、所有该批次焊材的焊缝、该焊工焊接的
所有焊缝进行100%铁素体含量的测定。
七、与现行法规、标准的关系
与本部分标准关系最密切的有国家核安全法规和国家能源行业核电体系标
准。本部分标准是为贯彻我国核安全法规精神、积极推进压水堆核岛机械设备的
国产化进程,而制定或修订的系列标准中的重要组成部分。核安全法规针对核安
全设备行政管理包括对核设备制造和安装活动的行政管理提出的法律要求,明确
了与核安全设备相关的核设备制造和安装活动的法律责任。本部分标准贯彻核安
全法规精神,针对压水堆核电厂核岛机械设备制造活动所要遵循的明确而细致的
技术规范,标准与法规要求是协调一致的。
八、重大分歧意见的处理经过和依据
无。
九、参考资料清单
生态环境部令第5号民用核安全设备焊接人员资格管理规定
生态环境部令第6号民用核安全设备无损检验人员资格管理规定
ASTMA380-2013不锈钢零件、设备及系统的清洁、除锈和钝化规程
ASTMA923-2014检测双相奥氏体-铁素体不锈钢轧(锻、拔)材中有害金
属间相的标准试验方法
GB/T223(适用部分)钢铁酸溶硅和全硅含量的测定
GB/T983-2012不锈钢焊条(ISO3581:2003,MOD)
GB/T1954-2008铬镍奥氏体不锈钢焊缝铁素体含量测量方法(ISO8249:2000,
MOD)
GB/T4334-2020金属和合金的腐蚀奥氏体及铁素体-奥氏体(双相)不锈钢
晶间腐蚀试验方法(ISO3651-1:1998,ISO3651-2:1998,MOD)
GB/T11170-2008不锈钢多元素含量的测定火花放电原子发射光谱法(常规
法)
GB/T17853-2018不锈钢药芯焊丝(ISO17633:2010,MOD)
GB/T20123-2006钢铁总碳硫含量的测定高频感应炉燃烧后红外吸收法(常
规方法)(ISO15350:2000,IDT)
GB/T20124-2006钢铁氮含量的测定惰性气体熔融热导法(常规方法)(ISO
15351:1999,IDT)
GB/T25774.3-2010焊接材料的检验第3部分:T型接头角焊缝试样的制备
及检验(ISO15792-3:2000,IDT)
GB/T25778-2010焊接材料采购指南(ISO14344:2010,MOD)
GB/T29713-2013不锈钢焊丝和焊带(ISO14343:2009,MOD)
GB/T32532-2016焊接与切割用钨极(ISO6848:2004,MOD)
NB/T20002.3压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3部分:焊接工艺评
定
NB/T20002.6压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第6部分:产品焊接
NB/T20003.2核电厂核岛机械设备无损检测第2部分:超声检测
NB/T20003.3核电厂核岛机械设备无损检测第3部分:射线检测
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/T20003.7-2010核电厂核岛机械设备无损检测第7部分:目视检测
NB/T20004-2014核电厂机械设备材料理化试验方法
十、引用标准与国外标准的差异分析
所引用的国家标准(GB/T)皆采标于ISO标准,所引用的行业标准(NB/T)
参考ASME、ASTM和AWS等相关标准,并结合国内核电厂核岛设备设计建造
经验进行修订。
能源行业核电标准
NB/T20277-20XX《核电厂双相不锈钢焊接规范》
编制说明
(征求意见稿)
标准编制组
2023年2月
核电厂双相不锈钢焊接规范
一、任务来源及计划要求
本标准修订任务来源于《国家能源局综合司关于下达2021年能源领域行业
标准制修订计划及外文版翻译计划的通知》(国能综通科技[2021]92号),项目编
号:能源20210663,由上海核工程研究设计院有限公司主要起草,计划于2023
年8月31日前完成项目报批稿。
二、标准编制组组成
本标准由上海核工程研究设计院有限公司负责起草为确保本标准修订工作
的顺利完成,由上海核工程研究设计院有限公司、中国核电工程有限公司、中广
核工程有限公司、中国核工业第五建设有限公司、哈尔滨焊接研究所等单位组成
标准编制组。负责标准条文的编制,推动标准修订工作的开展。标准编制组成员
情况详见表1。
表1标准编制组成员名单
序号姓名单位职务/职称负责编写内容
1丛大志上海核工程研究设计院有限公司高级工程师全文(编制)
2吴崇志上海核工程研究设计院有限公司高级工程师全文(校核)
3张俊宝上海核工程研究设计院有限公司研究员级高全文(审核)
级工程师
4郭城湘中国核电工程有限公司高级工程师全文(参编)
5唐利萍中广核工程有限公司高级工程师全文(参编)
6金亮中广核工程有限公司高级工程师全文(参编)
7待定中国核工业第五建设有限公司
8待定哈尔滨焊接研究所
三、编制过程
本标准的修订过程主要分为前期准备、初稿编写、征求意见稿编写、送审稿
编写、报批稿编写等阶段。
3.1前期准备(2021年10月-2022年7月)
在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后,根据国内各种堆型核
电机组中双相不锈钢的实际应用情况,编制组在NB/T20277—2014
《A240(S32101)双相不锈钢焊接规范》标准的基础上进行了适应性修订,将标准
的适用范围从非能动压水堆核电厂扩展至压水堆核电厂,并结合国内实际情况,
于2022年7月完成初稿编写。
3.2征求意见稿编写(2022年8月-2023年2月)
2022年8月至10月,参编单位对标准初稿进行了意见反馈,主编单位根据
意见进一步进行了沟通,并于2023月2月完成征求意见稿编写。
3.3送审稿编写(2023年3月-2023年7月)
待编。
3.4报批稿编写(2023年8月-2023年12月)
待编。
四、标准现状分析
双相不锈钢材料具有优良的耐腐蚀性能和良好的力学性能,在特定的应用
场景下相较于奥氏体不锈钢具有明显的比较优势,近年来其在核电领域的应用
范围逐渐增加。在国内各种堆型核电机组中,包括AP/CAP系列堆型的换料水
池、乏燃料池等,M310二代改进型、华龙一号等堆型的不锈钢覆面,以及各种
堆型核电机组的海水系统用管道和设备等,均已经陆续设计使用了双相不锈钢
材料,其中涉及的双相不锈钢材质主要包括低镍双相不锈钢:使用Mn、N等元
素减少Ni用量的双相不锈钢,如UNSS32101;22Cr双相不锈钢:名义Cr含量
为22%的双相不锈钢,如UNSS32205;超级双相不锈钢:名义Cr含量为25%,
且PREN不小于40的双相不锈钢,如UNSS32750、S32760。
由于双相不锈钢具有典型的双相组织,以及在核电站设计使用中的服役环
境要求,使其在焊接材料、焊接评定、无损检测等方面均有相应的特殊性,其
焊接质量对相关系统、部件的长期安全稳定运行产生重要影响。在国外双相不
锈钢应用较早的海洋工程和石化领域,已有BS4515-2、API938-C等标准对双
相不锈钢的焊接制定了相关要求。近年来ASMEB&PVC第IX卷亦有提议增加
双相不锈钢焊接工艺评定的专门规则。2014年发布的NB/T20277“A240(S32101)
双相不锈钢焊接规范”满足了非能动压水堆核岛结构模块双相不锈钢S32101的
焊接技术需求。但除此之外,在国内外的核电领域,以及国内的其他工业领域,
对于UNSS32205、S32750和S32760等的焊接均无相关规范指导。因此,有必
要对NB/T20277—2014进行适应性修订,以全面涵盖UNSS32101、S32205、
S32750和S32760等的焊接技术要求,满足国内各种压水堆核电厂双相不锈钢焊
接的标准需求。
五、标准制修订背景和原则
当前我国核电技术处于多种堆型、多种技术路线并存的局面,在此背景下为
全面支撑核电安全高效发展及核电“走出去”战略,2018年国务院要求加强核
电标准化工作,提出了形成标准技术路线统一、结构完善的核电标准体系的总体
目标。
本标准修订项目即是在这一背景下,根据国内各种堆型核电机组中双相不锈
钢的实际应用情况,对NB/T20277进行适应性修订,以规范统一的技术标准全
面覆盖我国各压水堆核电机型中双相不锈钢焊接的技术需求,指导压水堆核电厂
低镍双相不锈钢、22Cr双相不锈钢、超级双相不锈钢的焊接。
六、主要技术内容说明
本文件规定了压水堆核电厂双相不锈钢制造用材料、焊接工艺评定、焊接技
能评定、产品焊接、焊缝的无损检测、焊缝返修、焊后表面处理、完工文件的要
求。本文件适用于压水堆核电厂用双相不锈钢与双相不锈钢、双相不锈钢与奥氏
体不锈钢、双相不锈钢与低合金钢及双相不锈钢与碳钢的焊接。
6.1范围
结合核电厂的应用现状,本标准范围扩展至压水堆核电厂低镍双相不锈钢、
22Cr双相不锈钢、超级双相不锈钢的焊接。补充的内容包括双相不锈钢的焊接
材料要求、焊接工艺评定要求、产品焊接要求、焊缝无损检测要求等。
6.2焊接材料
按照母材类别组合,给出了对应的焊材型号。
焊接材料主要试验项目包括拉伸、夏比V型缺口冲击、化学成分、铁素体
含量测定、腐蚀等要求。具体考核指标依据国标GB/T983、GB/T17853、GB/T
29713中的规定,并参考了相应母材规定的要求。
具体包括以下方面:
——对于拉伸试验,增加了2594型、2595型和309LMo型焊材类别。对于
309LMo型,其强度和延伸率要求与309L型一致。对于2594型和2595型,根
据母材S32205、S32750和S32760相关ASME标准要求,规定抗拉强度≥800MPa,
规定塑性延伸强度≥550MPa,断后伸长率≥15%,其中抗拉强度和规定塑性延伸
强度参考母材要求,断后伸长率参考焊材要求,母材要求如下表所示。
抗拉强度规定塑性延伸强度
产品技术标准牌号
Rm(MPa)RP0.2(MPa)
S32750800550
无缝管/焊接管SA790
S32760750550
S32101690(厚度≤5mm)450
S32101650(厚度>5mm)450
管道SA789S32205655485
S32750800550
S32760750550
S32205620450
管道配件SA815S32750800-965550
S32760750-895550
S32750800550
S32750730(厚度≥515
锻件SA182
50mm)
S32760750-895550
S32205655450
板薄板带材SA240S32750795550
S32760750550
棒材和型材SA276S32760750550
——对于夏比V型缺口冲击试验,按NB/T20004进行试验,取样数量由3
个变更为1个,明确了摆锤刀刃为2mm或8mm,并将2209型、2594型和2595
型焊材分别进行了要求。对于2209型焊接材料焊缝熔敷金属在-40℃进行KV冲
击试验,单个最小值不低于34J;对于2594型焊接材料焊缝熔敷金属在-40℃进
行KV冲击试验,单个最小值不低于54J;对于2595型焊接材料焊缝熔敷金属在
-46℃进行KV冲击试验,单个最小值不低于54J。
——对于化学成分,熔敷金属化学成分按GB/T223、GB/T11170、GB/T20123
和GB/T20124进行分析。考核指标主要参考相应GB/T标准的要求,并结合国
内的核电制造经验和工业基础体系,增加了E2594、E2595、E309LMo、S309LMo
焊材的熔敷金属化学成分要求,按国标修改了焊丝和药芯焊丝型号名称。
——对于铁素体含量测定,修改2209型,增加2594型、2595型焊接材料
熔敷金属铁素体含量要求为35%~60%,增加309LMo型铁素体含量要求为
5FN~18FN,并增加铁素体含量转换成铁素体数的公式。
——对于腐蚀试验,对于2209型、2594型、2595型焊材,按ASTMA923
方法C进行腐蚀试验,试验温度按4.3.5章节的要求,验收标准应为重量损失最
大不超过10mdd,并在最小20×检测中没有点蚀;对于2209型还应按GB/T4334
进行晶间腐蚀试验,经腐蚀试验的试样按规定弯曲后,在10倍放大镜下观察其
弯曲外表面,应无因晶间腐蚀而产生的裂纹。
6.3耐点蚀当量
对于2594型、2595型焊材填充材料,要求耐点蚀当量PREN应不低于40,
给出了计算公式PREN=%Cr+3.3×(%Mo+0.5%W)+16×%N。
6.4衬垫
将原来的双相不锈钢分别与其他材料焊接的情况,归纳为双相不锈钢之间焊
接衬垫和双相不锈钢与非双相不锈钢材质(碳钢、低合金钢、奥氏体不锈钢)之
间的焊接衬垫两部分,并增加非永久衬垫去除后的无损检测要求。
6.5焊接工艺评定
双相不锈钢焊接工艺评定标准修改为按NB/T20002.3第1等级或设计选定
的其他标准进行,参考三代压水堆核电厂相关焊接经验,当发生如下变化时,也
需重新进行焊接工艺评定:
a)热输入降低值大于焊接工艺评定中采用最大热输入的40%,或热输入超
过焊接工艺评定中采用的最大热输入;
b)改变双相不锈钢母材的UNS号;
c)改变双相不锈钢焊材商品牌号;
d)最大道间温度的增加;
e)GMAW焊接电流类型、极性或脉冲焊接设备脉冲类型的变化;
f)背面保护气体成分的变化;
g)对于没有衬垫或不进行背面清根的单面全熔透对接焊缝,在焊缝熔敷金
属达到13mm前,每层的焊接方法与焊接工艺评定不一致;
h)对于自动焊,摆动的幅度、频率或停留时间的改变;
i)自动焊机品牌型号的改变;
j)对管道或管子如采用自动焊接,应在产品的每一位置评定合格。除自动
焊以外的焊接,垂直位置应采用立向上焊接。评定试件的厚度覆盖范围
为:
评定试件t,mm覆盖范围T,mm
t≤16t≤T≤min(2t,16)
16<t<2916<T<29
t≥29t≤T≤1.3t
存在变化的具体试验包括:
——对于拉伸、弯曲试验,试验方法及验收标准按照NB/T20002.3第1等
级或设计选定的其他标准进行;
——对于铁素体含量测定,增加金相法测定铁素体含量时放大倍数的要求为
至少700倍,增加焊缝表面、焊缝根部可以按AWSD1.6图3.1WRC-1992采用
化学分析法或按照GB/T1954采用磁性法测定铁素体含量,相应调整并增加试验
结果要求;
——对于夏比V型缺口冲击试验,冲击性能试验的试验方法及验收标准按
照NB/T20002.3第1等级或设计选定的其他标准进行。增加双相不锈钢每个试
样应按ASTMA923方法B进行有害项检查,明确取样位置和验收标准;
——对于腐蚀试验,增加腐蚀试验最低温度要求。增加了双相不锈钢焊接工
艺评定焊接接头腐蚀试验应按ASTMA923方法C进行。试样应包括母材、焊
缝及热影响区。除非焊接后产品进行酸洗,否则试样不允许进行酸洗。验收标准
为重量损失不超过10mdd,并经至少放大20倍检查,无点蚀。增加腐蚀试验最
低温度要求。
6.6焊接技能评定
所有焊工/焊接操作工的焊接技能评定,对于安全级焊缝焊接时,应根据生
态环境部令第5号要求取得相应资格,并按NNSA-HAJ-0002-2019进行焊接技能
评定;对于非安全级焊缝焊接时,
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