ASME标准讲解4(ASME具体材料)1579450650

四、ASME具体材料•ASME材料所用的标准核电建设所用的ASME标准内容(1)SectionIII,NuclearPowerPlantcomponents,Division1•SubsectionNBClass1Components(2)SectionII,MaterialSpecifications•PartA-FerrousMaterials•PartB-NonferrousMaterials•PartC-WeldingRods,ElectrodesandFillerMetals壽PartD二Properties(3)SectionV,NondestructiveExamination(4)SectionIX,WeldingandBrazingQualifications(5)SectionXI,RulesforIn-serviceInspectionofNuclearPowerPlantComponents,Division1承压设备材料・

Pressureretainingmaterialandmaterialweldedthereto,exceptaspermittedinNB-4435,andexceptforweldingmaterial,shallconformtotherequirementsofoneofthespecificationsformaterialgiveninTables2Aand2BofASMECodeSectionII,PartD,SubpartIandtoallofthespecialrequirementsofArticleNB-2000whichapplytotheproductforminwhichthematerialisused,exceptastheymaybemodifiedbytherequirementsofthisSpecification.其它材料•Non-structuralattachments,suchasinsulationsupports,name-plates,andtemporaryattachments,ifrequired,maybenoncertifiedmaterial.•Non-pressureretainingmaterial,suchascoolingshroudsupport,alignmentpin,studboltelongationmeasuringrodsandtools,ifany,maybeofASMtorotherStandards.•Thefollowingrequirementsshallbeapplied,unlessotherwisespeciallyoradditionallyspecifiedinthisSpecification.•a.NB-2210Heattreatmentrequirements•b.NB-2220Procedureforobtainingtestcouponsandspecimensforquenchedandtemperedmaterial.Fracturetoughnessrequirementsformaterial•Thefollowingrequirementsshallbeapplied,unlessotherwisespeciallyoradditionallyspecifiedinthisSpecification.•a.NB-2310•b.NB-2320MaterialtobeimpacttestedImpacttestprocedures•c.NB-2330Testreqacceptancestandardsuirementsand•d.NB-2340•e.NB-2350NumberofimpacttestsrequiredRetestsf.NB-2360equipmentCalibrationofinstrumentsandAcceptableMaterialDesignation•PressureRetainingMaterialApplie曲bIoPortionApp>lieaak?IospvtcifiGcitior*Flqm現rR•LJdoorDomef*1)・loweirDomeSA-S33MTYREBCL-1orSA-5O8MQR.3Cl_.1•HeadFlar»qo<*1>•Vos8❷1Fleinpe(*2)SA-SO8MGR.3CL.1•NQzzlesSHoIIC*2J•CXoroSHell-Trar»aitionRing•1niotNozzle•OutletNozzle•Saf❷tyInjectionbJozz1❷•MeadUiftinqLug•\/ass01$upportSA-533h/!TYRE8CL1orA-5OBK4GR3CL1・Seall_0dQ0SA-508MC3br.1A•InlotNozz1<9SafeEnd•OM11atNozzleSafe*End•SafetyInjectionIMoxzl«tSafeEndSA-1a2MF31el_bJ•CRDMAdaptorFlange•N❷utronInstrumentationPip❷SafeEndSA-182MF3O4LN•l~•ctkDotwetionTut?«jSA-ie5>MF3O4L-・VentPipeSB-167(N06690>andSA312MTP3O4LSB1G7withthermaltr❷atment•OROAdaptorSB-187(NO669O)WitHtHermaltre»atme>r*t•NeutronInstrumentationPUp®SB-166(IM06690)ItKthermaltreatm❷r»t•AadialSupportPadSB-S6«4(M06690)XA/ItHthermaltreatment•StudBolts.Nuts.WashersSA-54OMB24VCl_3•Nuts,WfisHorsSA-S4OMB2ACL3Non-pressureRetainingMaterialApplicablePortionApplicableCodeCoolingshroudsupportSA-516Gr.485orequivalentJISMaterialGuidestudsCarbonsteelchromiumplatedStudboltelongationmeasuringrodsCarbonsteelClosuregasketsNi-Cr-FealloywithsilverplateStudholeplugandhandlingdeviceType304or316stainlesssteelOthersCompatiblematerial.ASME第II卷材料•A篇铁基材料标准•ASME材料种类太多，这里仅仅结合压水堆反应堆主要设备常用材料进行分析和比较。•1.SA-508标准“压力容器用经真空处理的淬火加回火碳钢和合金钢锻件”•使用上述标准材料的有反应堆压力容器、蒸汽发生器等，选用其中3级1类钢种。材料属于锰镍钼合金钢。2.材料的化学成分3MC<0.25Mn1.20〜1.50P<0.025S<0.025Si0.15〜0.40Ni0.40〜1.00Cr<0.25Mo0.45〜0.60V<0.05•ASME标准属于通用商业标准，在该标准中列举了很多材料，运用于各个领域。因此是一个比较一般的标准要求。使用于核电材料显然是不能满足使用上的安全要求，以下进行分析和比较。比较的对象一是RCC-M标准，另一是三菱重工公司实际控制的标准。RCC-MM2111承受强辐照的反应堆压力容器筒节用的Mn-Ni-Mo合金钢锻件AFNOR牌号16MND5元素浇包分析（％）制品分析（％）碳彡0.20^0.22锰1.15〜1.551.15〜1.60磷彡0.008彡0.008硫<0.008或0.008硅0.10〜0.300.10〜0.30镍0.50〜0.800.50〜0.80铬彡0.25^0.25钼0.45〜0.550.43〜0.57钒^0.01^0.01铜彡0.08^0.08铝最好彡0.04矣0.04钴<0.03或0.03Table4.1.3.1ElementsChemicalCompositionRequirementsforSA-508MGr.3CL.1Specifiedvalue(wt.%)Heat0.16-0.200.10-0.301.20-1.550.008Max.0.006Max.0.50二0,800.15Max.0.45-0.550.08(0.05Max.)(3)0.002Max.0.010Max.0.01Max.0.01Max.0.04Max.5DpmMax.(3ppmMax.)(3)0.02Max.Product⑴0.16

-0.220.10

-0.301.20-1.600.008Max.0.006Max.0.50-0.800.15Max.0-43-0.570.08(0.05Max.)(3)0.002Max.0.010Max.0.01Max.0.01Max.0.04Max.5DpmMax.Max.)⑶0.02Max.三菱建议书中所列实际控制范围csiMnpSbsoMsnucAlBco(1)C的含量•压力容器，稳压器和蒸汽发生器的制造中均需要多段锻件加工后组焊，需要焊接的钢的含碳量不应超过0.23%,这是一般规定，考虑到其合金元素含量较高，还应进一步降低碳的最高含量。RCC-M规范中此类锻件的碳含量均不超过0.20%。(2)P、S含量ASME标准属于通用商业标准，0.025%以下已经是比较高的要求了，但是仍然不能满足核电大锻件的质量要求。RCC-MM2111适用于承受强辐照的反应堆压力容器筒节的可焊Mn-Ni-Mo合金钢锻件标准对P、S含量的要求是O.008%以下。RCC-MM2112适用于不承受强辐照的反应堆压力容器筒节的可焊Mn-Ni-Mo合金钢锻件标准对P、S含量的要求是0.012%以下。RCC-MM2113适用于压水堆压力容器过渡段和法兰用的Mn-Ni-Mo合金钢锻件标准对P、S含量的要求是0.012%以下。RCC-MM2114适用于压水堆压力容器管嘴用的Mn-Ni-Mo合金钢锻件标准对P、S含量的要求也是0.012%以下。RCC-MM2115适用于制造伍水堆蒸汽发生器管板用的可焊18MND5Mn-Ni-Mo合金钢锻件标准对P、S含埴的要求也是0.012%以下。RCC-MM2116适用于制造压水堆蒸汽发生器支撑环用的可焊18MND5Mn-Ni-Mo合金钢锻件标准对P、S含量的要求也是0.012%以下。RCC-MM2119适用于制造压水堆蒸汽发生器用的可焊18MND5Mn-Ni-Mo合金钢锻件标准对P、Si量的要求也是0.012%以下。P偏高会使材料的低温性能变得很差，会大幅度提高材料的FATT50温增加焊接的难度(理论上还没有统一)，极低的硫和氢含量母材有可能在焊雜雛了儀量的下礼我（3）其它残余元素的含量•其它对反应堆压力容器和蒸汽发生器等材料在运行中有影响的残余元素有Al、Cu、Co、As、Sn、Sb、Bi、Pb等，均应该有量的限制。这是制造商控制废钢质量的关键所在，具体数据应在规格书制订时协商决定。(4)钢中气体的含量•钢中气体即氮、氢、氧的含量应该有明确的限制。推荐使用氢<1.5ppm,•氮<60ppm,•氧<40ppm。机械性能要求•ASMESA-508对3级1类材料的要求：•抗拉强度：550〜725MPa-屈服强度^345MPa參标距为50mm的延伸率218%參断面收缩率238%•在4.4°C(+40°F)夏比冲击的三个试样的最低平均值：20J，•一个试样的最低值：14J，一组三个试样中只允许一个试样的数值低于平均值。相应RCC标准对机械性能的要求试验项目试验温度性能r规定值轴向（横向〉周向（纵向〉拉伸室温R0.002彡400MPaRm55O/67OMPaA%(5D)备20350R0.002彡300MPaRm彡497MPaKV沖击0撮小平均值56J80J个別最小值m40J60J一20撮小平均值40J56J个别最小值m28J40J+20个别最小值104J104J三菱的企业要求•RequirementforImpactTests:•150Jforcoreshell,104Jforthepartsotherthancoreshell无损检验要求•ASMESA-508在磁粉检验中要求按照A275标准方法进行。•符合下列条件应于拒收或予以剔除:•1.最大尺寸的显示超过4.8mm•2.4个或更多较大尺寸显示超过1.6mm，且各分显示排成一线，两显示的净间隔距离等于或小于1・6miH•3.在任何表面为39mm2内有10个或更多的较大尺寸显示途茈区—的發天兒术和过150mryi^，该面积应取在箱对于需评定的显示踪逐最不利的紐衝一…_超声波检验要求•超声波检验方法：ASTMA388•分纵波检验和横波检验其中横波检验用的标定缺口应开入到内径和外径表面，其深度等于截面公称厚度的3%或最大为9.5mm,长度约为25mm,宽度不大于两倍的深度。•ASME标定的缺口明显偏大。因为核岛大锻件的壁厚很厚，AP1000的压力容器壁厚估计在200mm左右，3%的标定缺口深度就有些吓人。RCC-M规定的标准缺口最深不得超过1.5mm•中国的国标GB5310和GB5777均规定最深不得超过1mm晶粒度和非金属夹杂物的检验•ASME和RCC-M标准中均没有对材料的晶粒度和非金属夹杂物提出要求。三菱重工建议：•Metallographicexamination•(1)Metallographicexaminationshallbemadeofeachforging.Thespecimenformetallographicexaminationmaybetakenfromattheendofabrokentensiontestspecimenorimpacttestspecimen.•(2)GrainsizeshallbeestimatedinaccordancewithASTMEi12-88.Grainsizenumbershallbefive(5)orfiner.•(3)Non-metallicinclusionsNon-metallicinclusionexaminationshallbeperformedinaccordancewithASTME45-87.•TypeAinclusjon含Grade1.5TypeBinclusion芸Grade1.5TypeCinclusion芸Grade1.5TypeDinclusion含

Grade1.5ASTMSA-540特殊用途合金钢螺栓连接材料•压力容器与顶盖之间的连接螺栓制造中遵循ASTMSA-540标准中B24V3级类别，现在已经更新到2004版，并与2001版有较多的差别。•相同材料若遵循法国标准制造是使用标准：•RCC-MM2311制造压水堆压力容器螺栓用的Ni-Cr-Mo-V合金钢锻造棒材ChemicalCompositionRequirementsforSA-540MGr.B24Cl3andSA540MGr.B24VCI.3ElementsMITHIBISHIRCC-MASMEC0.37〜0.440.37〜0.450.37〜0.44Si0.15〜0.350.0350.15〜0.35Mn0.60〜0.950.60〜0.950.60〜0.95P0.0100.0200.025S0.0100.0100.025Ni1.55〜2.001.55〜2.00Cr0.60〜0.950.60--0.95Mo0.40〜0.600.40〜0.60Cu0.20V(*)0.04〜0.100.04--0.10机械性能和其它•B24V3级直径在101.6到203.2之间的力学性能规定值如下：抗拉强度1000PMa，屈服强度895PMa，伸长率12%，断面收缩率40%，布氏表面硬度范围302〜375,_12.2°C下夏比V型缺口冲击最低平均值47J，一组3个试样中可以有一个试样小于47J，但不得小于34J。•以上力学性能与RCC-M标准相近，但是ASME没有规定设计温度左右的高温力学性能试验。在标准的附加要求中，有S1:成品分析；S2：宏观浸蚀试验；S3：超声波试验；S5：断裂转变温度；S6：磁粉检查，但是没有提出具体要求。不锈钢和非铁基材料•核级设备使用的不锈钢材料较多：反应堆冷却剂使用的主管道使用不锈钢材料，压力容器内部堆焊不锈钢材料。蒸汽发生器的传热管使用镍基690合金，蒸汽发生器管板和下封头内邰也堆焊银基690合金。具体细节从略。五、焊接基础•焊接性试验•杖料韵墁接性是一个专门名词，与通常的材料焊接性能有一定的区别。•在GB/T3375-1994《焊接术语》中下的定义是：•金属焊接性是指金属材料在限定的焊接施工感墊定设计要求的构件，并满足预足服喪要求葯能力。•内涵：1结合性能：金属焊接时对缺陷的敏感性。•..2^用性能：焊成的接头在指定的使用条件下可靠运行的能力。电力行业常用焊接性试验•1、冷裂纹的测试方法简介•焊接冷裂纹懊向的测定方法很多，常用的有：-高硬度法、斜y坡口对棲裂纹试验法（“小铁研式”抗裂实验）、刚性f句束裂纹试验（RRC试验）、拉伸拘束试验（TRC）、插销试踏奪。・擇照_头构束类型可把抗裂试验分为自拘束抗裂试验和外椅束裎抗連试验两大类。•自拘束抗裂试验主要坪价材料（焊村）抗热、冷裂纹性能，确定焊接规范（不开裂时）及热处理_况（包括预热、后热）。这种试桑只是定性地进行。象小铁研试验、窗口试•外拽束性试验逭用f定量评定材料的裂纹倾向，以及可以比fe深入施遵行肴关理论研究土相，像痛销试备。2、焊接冷裂纹的产生及危害•冷裂纹是焊后冷却较低温度下产生的。对于低合金钢、中碳钢而言，大约在钢的马氏体转变温度Ms附近。它是由于拘束应力、淬硬组织和扩散氢的共同作用下产生的。•冷裂纹主要发生在低合金钢、中合金钢、中碳和高碳钢的热影响区，个别情况下，如焊接超高强度钢或某些钛合金时，冷裂纹也出现在焊缝上。•危害：接头性能变坏，产生脆性断裂。3、冷裂纹的种类•⑴延迟裂纹•主要特点是：不徉墁后立即出现，具有延迟现象。主要取迭f钢中的淬硬倾向，掉辏接头的应力状态合熔敷金属中的扩齩金去量•⑵淬硬脆化裂纹•主要特点:焊后立即开裂，不受扩散氢的影响，只在拘束应力的作用下产生。•产生原因：由于冷却时马氏体相变而产生的脆性造成的。主要取$于钢的淬硬性和拘束条件。一般采用较高的预热温度和使用高勤性的焊条基本上可以防止这种裂温。•⑶低塑性脆化裂纹•由于某些塑性较低材料，焊后冷至低温时，由于收缩力引起的应变超过了材料本身所具有的塑性储备或材质变脆而产生的裂纹，成为低塑性脆化裂纹。如：球墨铸铁补焊时，不采取措施而产生白口开裂的现象4、延迟冷裂纹的产生机理分析•在三种冷裂纹中，延迟裂纹的危害性最大，最具有普遍性。因此，这里主要介绍这中裂纹的广生情况。有关研究证明：钢材的淬硬倾向，焊接接头含氢量及其分布，以及接头所承受的拘束应力状态是高强钢焊接时产生冷裂纹的三大主要因素。这三个因素在一定条件下是互相联系和相互促进的。下面就三大因素简单介绍一下。•⑴钢材的淬硬倾向，主要决定于化学成分、板厚、焊接工艺和冷却条件等。钢淬硬后开裂主要有以下两个方面原因。•①形成脆硬的马氏体组织•马氏体的脆硬是因碳饱和固溶在a—Fe种，使晶格发生较大的畸变而难以变形（滑移），这样断裂时将消耗较低的（很少）能量。因此，马氏体的存者时利于裂纹的形成和扩展。•②淬硬会形成更多的晶格缺陷•碳在a—Fe中过饱和固溶，导致严重的晶格畸变，形成大量的晶格缺_，主要是空位和位错。在不平衡条件下，位错和空位发生移动和聚在达到一定浓度后便形成裂纹源。•高强钢的淬硬倾向以热影响区最高硬度Hmax作为评定指标。[INp[I小铁研式抗裂试验及断口分析GB4675.1-84蒋应田•对于一般低合金钢，焊后延迟裂纹的出现往往在热影响区，这与焊缝及热影响区组织变化和氢的扩散过程有关。•由于一般低合金钢焊缝金属的含碳量低于热影响区，在冷却时会在较高的温度就发生相变，即由奥氏体分解为铁素体、珠光体、贝氏体以及低碳马氏体等。在分解同时，原先溶解在焊缝的很多氢会极力进行扩散和逸出，当然，原子氢将会从焊缝向热影响区扩散。当焊缝由奥氏体转变为铁素体、珠光体等组织时，氢的溶解度会突然下降，而氢在铁素体、珠光体中的扩散速度很快，因此氢会被很快地赶到未转变的奥氏体组织中去扩散（热影响区），而在热影响区（奥氏体中）扩散速度慢，不能很快地把氢扩散到距熔合线较远的母材中去，因此在熔合线附近形成了富氢地带。当滞后相变的热影响区山奥氏体向马氏体转变时（因焊缝相变超前于热影响区相变），氢便以过饱和状态残留在马氏体中，促使这个地区进一步脆化。如果这个部位有缺口效应（应力集中、应变集中），并且氢的浓度足够高时，就可能产生根部裂纹或焊趾裂纹。若氢的浓度更高，可使马氏体更加脆化，也可能产生焊道下裂纹。•当焊接某些超高强度钢时，会由于焊缝成分复杂，导致焊接热影响区相变先于焊缝，这样，氢会相反地从热影响区向焊缝扩散，那么延迟裂纹就可能在焊缝上产生。冷裂纹的斜y形坡口试验法•