ASME标准讲解4(ASME具体材料)

单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,精选课件,*,四、ASME具体材料,ASME材料所用的标准,1,精选课件,核电建设所用的ASME标准内容,(1)Section III,Nuclear Power Plant components,Division 1,Subsection NB Class 1 Components,(2)Section II,Material Specifications,Part A-Ferrous Materials,Part B-Nonferrous Materials,Part C-Welding Rods,Electrodes and Filler Metals,Part D-Properties,(3)Section V,Nondestructive Examination,(4)Section IX,Welding and Brazing Qualifications,(5)Section XI,Rules for In-service Inspection of Nuclear Power Plant Components,Division 1,2,精选课件,承压设备材料,Pressure retaining material and material welded thereto,except as permitted in NB-4435,and except for welding material,shall conform to the requirements of one of the specifications for material given in Tables 2A and 2B of ASME Code Section II,Part D,Subpart I and to all of the special requirements of Article NB-2000 which apply to the product form in which the material is used,except as they may be modified by the requirements of this Specification.,3,精选课件,其它材料,Non-structural attachments,such as insulation supports,name-plates,and temporary attachments,if required,may be noncertified material.,Non-pressure retaining material,such as cooling shroud support,alignment pin,stud bolt elongation measuring rods and tools,if any,may be of ASME or other Standards.,The following requirements shall be applied,unless otherwise specially or additionally specified in this Specification.,a.NB-2210Heat treatment requirements,b.NB-2220Procedure for obtaining test coupons and specimens for quenched and tempered material.,4,精选课件,Fracture toughness requirements for material,The following requirements shall be applied,unless otherwise specially or additionally specified in this Specification.,a.NB-2310Material to be impact tested,b.NB-2320Impact test procedures,c.NB-2330Test requirements and acceptance standards,d.NB-2340Number of impact tests required,e.NB-2350Retests,f.NB-2360Calibration of instruments and equipment,5,精选课件,Acceptable Material Designation,Pressure Retaining Material,6,精选课件,Non-pressure Retaining Material,7,精选课件,ASME第卷材料,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。,8,精选课件,2.材料的化学成分,元素 3级,C 0.25,Mn 1.201.50,P 0.025,S 0.025,Si 0.150.40,Ni 0.401.00,Cr 0.25,Mo 0.450.60,V 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。,9,精选课件,RCC-M M2111 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,10,精选课件,三菱建议书中所列实际控制范围,Table 4.1.3.1 Chemical Composition Requirements for SA-508M,Gr.3 CL.1,Specified value(wt.%),ElementsHeat Product(1),C,0.16,-0.20,0.16,-0.22,Si,0.10,-0.30,0.10,-0.30,Mn 1.20-,1.55,1.20-1.60,P 0.008 Max.0.008 Max.,S,0.006 Max.,0.006 Max.,Ni,0.50 0.80,0.50 0.80,Cr 0.15 Max.0.15 Max.,Mo 0.45-,0.55,0.43-0.57,Cu,0.08(0.05 Max.)(3),0.08(0.05 Max.)(3),Sb 0.002 Max.0.002 Max.,Sn 0.010 Max.0.010 Max.,As 0.01 Max.0.01 Max.,V 0.01 Max.0.01 Max.,Al 0.04 Max.0.04 Max.,B,5 ppm Max.(3ppm Max.)(3),5 ppm Max.(3ppm Max.)(3),Co 0.02 Max.0.02 Max.,11,精选课件,（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%。,12,精选课件,（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-M M2111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0.008%以下。RCC-M M2112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-M M2113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-M M2114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-M M2115适用于制造压水堆蒸汽发生器管板用的可焊18MND5 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-M M2116适用于制造压水堆蒸汽发生器支撑环用的可焊18MND5 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-M M2119适用于制造压水堆蒸汽发生器用的可焊18MND5 Mn-Ni-Mo合金钢锻件标准对P、S含量的要求也是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温度和RTNDT温度，影响系统的水压试验的安全。S含量偏高会破坏材料的高温特性，使热加工困难，同时也影响材料的力学性能指标。但是S含量太低会增加焊接的难度（理论上还没有统一），极低的硫和氢含量母材有可能在焊接中因吸氢而造成局部脆性。现在已经有一些标准规定了含硫量的下限，我的看法是硫控制在0.0020.008%之间比较合适。,13,精选课件,（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。,14,精选课件,（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。,15,精选课件,机械性能要求,ASME SA-508 对3级1类材料的要求：,抗拉强度：550725MPa,屈服强度345 MPa,标距为50mm的延伸率18%,断面收缩率38%,在4.4（+40F）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。,16,精选课件,相应RCC标准对机械性能的要求,17,精选课件,三菱的企业要求,Requirement for Impact Tests：,150J for core shell,104J for the parts other than core shell,18,精选课件,无损检验要求,ASME SA-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，且各分割的显示排成一线，两显示的净间隔距离等于或小于1.6mm,3.,在任何表面为39mm2内有10个或更多的较大尺寸显示超过1.6mm，并且此区域的较大尺寸不超过150mm。该面积应取在相对于需评定的显示踪迹最不利的部位,19,精选课件,超声波检验要求,超声波检验方法：ASTM A388,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,20,精选课件,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：,Metallographic examination,(1)Metallographic examination shall be made of each forging.The