ICS 23.040.60 J 15 备案号：32941-2011 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20007.9-2011 代替EJ/T404—1999 压水堆核电厂用不锈钢 1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 plant-- Part 9: Class 1, 2. 3 austenitic stainless steel seamless buttwelding fittings 2011-07-01发布 2011-10-01实施 国家能源局 发布 NB/T20007.9——2011 目 次 前言 II 范围 I 2 规范性引用文件 订货要求 3 4 原材料 6 制造 2 组批规则 6 2 力学性能 2 晶粒度测定。 晶间腐蚀试验 9 10 试料保管 11 外观检查一表面检查 12 内部缺陷检测 13 缺陷部位的清除 5 14 尺寸、偏差和重量 15 水压试验 5 16 标志、清洁、包装和运输 5 17 质量证明文件 NB/T 20007.9—2011 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》分为如下几个部分： 第1部分：1、2、3级奥氏体不锈钢锻件； 第2部分：2、3级热交换器管板用奥氏体不锈钢锻件； 第3部分：堆芯支承件和上支承板用控氮奥氏体不锈钢锻件； -第4部分：反应堆冷却剂泵轴用含锯稳定化奥氏体不锈钢锻件； 一第5部分：1、2、3级奥氏体不锈钢板； 第6部分：堆内构件用控氮奥氏体不锈钢板； 第7部分：S1、S2级支承件用奥氏体不锈钢钢板和钢带； 第8部分：1、2、3级奥氏体不锈钢无缝钢管； 第9部分：1、2、3级奥氏体不锈钢对焊无缝管件； 第10部分：2、3级热交换器传热管用冷轧、冷拔奥氏体不锈钢无缝钢管； 第11部分：用填充金属焊接的1、2、3级奥氏体不锈钢钢管； 第12部分：用填充金属焊接的1、2、3级奥氏体对焊不锈钢管件： 第13部分：反应堆冷却剂系统管道用控氮奥氏体不锈钢锻造管和弯管； 第14部分：1、2、3级奥氏体不锈钢锻、轧棒； 第15部分：堆内构件螺栓用变形硬化的热轧或热锻奥氏体不锈钢棒； -第16部分：2、3级马氏体不锈钢锻件； 一第17部分：堆内构件压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件： 第18部分：2、3级辅助泵驱动轴用马氏体不锈钢锻、轧件； 第19部分：1、2、3级马氏体不锈钢承压铸件； -第20部分：泵用马氏体不锈钢A、B、C级非承压铸造内件； 第21部分：蒸汽发生器传热管支承用马氏体不锈钢板； 第22部分：反应堆控制棒驱动机构驱动杆用马氏体不锈钢无缝钢管； 第23部分：1、2、3级奥氏体-铁素体不锈钢承压铸件； 第24部分：反应堆冷却剂泵蜗壳用奥氏体-铁素体不锈钢承压铸件； 第25部分：泵用不含钼的铬镍奥氏体-铁素体不锈钢A、B、C级非承压铸造内件； -第26部分：反应堆冷却剂系统管道用奥氏体-铁素体不锈钢离心浇铸管； 第27部分：反应堆冷却剂系统管道用奥氏体-铁素体不锈钢铸造弯管和斜接管嘴。 本部分为NB/T20007的第9部分。 本部分按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本部分替代EJ/T404一1999《压水堆核电厂一回路系统无缝对接焊不锈钢管件技术条件》，与EJ/T 404一1999相比，主要技术变化如下： 一取消了原标准中的分类及尺寸规格，管件的尺寸和公差直接引用ASMEB16.9或GB/T12459； 管件采用NB/T20007.8中的无缝钢管、NB/T20007.5中的钢板和NB/T20007.1中的锻件制 II NB/T 20007.9—2011 造； 管件的化学成分和力学性能按制造管件的原材料要求； 修改了管件的组批规则和取样方法； 晶间腐蚀试验方法按NB/T20004； 修改了管件金相检验的要求； 补充了设计验证试验和试料保管的要求。 本部分是参照RCC-MM3317（2000年版+2002年补遗+2005年补遗）相关内容进行编制的。本部分与 RCC-MM3317的主要不同是将RCC-M规范中力学性能试验和无损检测使用的法国和欧盟标准修改为相应 的国内标准。 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。 本部分起草单位：中国核电工程有限公司、江苏华阳金属管件有限公司、无锡市新峰管业有限公司。 本部分主要起草人：路晓晖、崔岚、袁炜。 本部分所代替标准的历次版本发布情况： -EJ/T404—1989; -EJ/T404—1999。 III NB/T20007.9—2011 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、2、3级奥氏体不锈钢对焊无缝管件的原材料、制造、检验、试验、 尺寸、偏差和重量等技术要求。 本部分适用于压水堆核电厂名义壁厚不大于50mm的1、2、3级奥氏体不锈钢对焊无缝管件。 本部分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。 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，仅所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（包括所有的修改单）适用于本文件。 GB/T228—2002金属材料室温拉伸试验方法（eqVIS06892：1998） GB/T229—-2007金属材料夏比摆锤冲击试验方法（IS0148-1：2006，MOD） GB/T4338 3金属材料高温拉伸试验方法（GB/T4338—2006，IS0783：1999，MOD） GB/T6394 4金属平均晶粒度测定法 GB/T12459 钢制对焊无缝管件 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核电厂核岛设备材料理化检验方法 NB/T20007.1压水堆核电厂用不锈钢第1部分：1、2、3级奥氏体不锈钢锻件 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 ASMEB16.9工厂制造的锻钢对焊管件（Factory-madewroughtbuttweldingfittings） 3订货要求 3.1# 在订货合同中注明NB/T20007的本部分号、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： 管件化学成分的特殊要求； 一管件是否要求进行高温拉伸试验； 尺寸、偏差和重量的特殊要求； 管件端部加工的特殊要求； 管件的标志、清洁、包装和运输要求。 4原材料 4.1制造管件的钢板应满足NB/T20007.5的要求。 NB/T20007.9—2011 4.2制造管件的锻件应满足NB/T20007.1的要求。 4.3制造管件的无缝钢管应满足NB/T20007.8的要求， 4.4对用于制造管件，且在成形加工过程中要求几次热循环的原材料，可以允许以非热处理状态交货。 5制造 5.1制造大纲 对1级管件，在开始制造前，管件制造厂应制定制造大纲。制造大纲应按时间顺序列出在制造过程 中各个不同阶段的操作过程和控制要求，并对所有的中间热处理和最终热处理、表面精加工和无损检测 作出规定。 5.2成形 管件可用冷加工或热加工方法成形。 5.3交货状态 在下述情况下，管件应进行固溶热处理： 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%） 对于1级管件，热处理条件及炉内气氛应在5.1的制造大纲中规定，管件经受的热循环应予以记录， 制造厂应对这些记录存档保存。 成品管件应经酸洗、钝化、清洗、干燥处理，最后清洗应采用除盐水。 6组批规则 一批管件由满足下列要求的管件组成： 同一类型； 名义尺寸相同； 制造工艺相同； 一用同一炉批号的原材料制造； 如果成形后进行了热处理，则应为同一炉热处理的管件。 每批管件的数量限制： -对名义外径小于等于114.3mm且名义壁厚小于12.5mm的管件，每批不超过100件； 对名义外径大于114.3mm或名义壁厚大于等于12.5mm的管件，每批不超过50件。 7力学性能 7.1规定值 力学性能规定值应符合制造管件用钢管、钢板和锻件等相应原材料标准的要求。 7.2取样 7.2.1取样部位 2 NB/T20007.9—2011 试样的截取应尽可能符合原材料标准所规定的要求，但试样不应在距试料或见证件边缘小于管件厚 度的部位截取。 7.2.2名义外径小于等于114.3mm的管件 试料应从原始钢板或钢管切下的见证件上截取。该见证件应与所代表批的管件同炉热处理，并保证 经受与管件制造过程相同的热循环。 7.2.3名义外径大于114.3mm的管件 试样应从一批中的一个管件上截取，或从取样专用的超长部分上截取。 7.3试验项目和试样数量 每批应做一组试验，一组试样包括： 个室温拉伸试样； 一对名义壁厚大于等于12mm的管件，当室温断后伸长率AK45%时取一组冲击试样； 一当设备技术规格书或合同中规定时，取一个高温拉伸试样。 7.4试验 7.4.1室温和高温拉伸试验 7.4.1.1试样 如果管件或见证件壁厚允许，应采用GB