NB/T 20478.1-2018 压水堆核电厂反应堆压力容器密封环技术规范 第1部分：O型密封环
附件大小：6.2MB附件格式：1个直链文件，格式为pdf
所属分类：电力能源
分享会员：芳华
分享时间：2022-04-25
最后更新：
资源简介/截图：
ICS27.120.20
F69
备案号：62809-2018 NB
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20478.1—2018
压水堆核电厂反应堆压力容器密封环
技术规范第1部分：0型密封环
The technical specification of reactor pressure vessel sealing ring for pressurized water reactor nuclear power plant-Part 1:O-ring
2018-03-22发布 2018-09-01实施
国家能源局 发布
1范围
NB/T20478《压水堆核电厂反应堆压力容器密封环技术规范》的本部分规定了压水堆核电站反应堆压力容器用型密封环的设计、制造、检验及验收等技术要求。
本部分适用于压水堆核电厂反应堆压力容器型密封环的设计及制造。
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/T223钢铁及合金化学分析方法
GB/T228.1一2010金属材料拉伸试验第1部分：室温试验方法(IS06892-1:2009,M0D)
GB/T246金属管压扁试验方法(IS08492:1998,IDT)
GB/T242金属管扩口试验方法(IS08493:1998,IDT)
GB/T4338金属材料高温拉伸试验方法(IS0783:1999,M0D
GB/T6394金属平均晶粒度测定方法
NB/T20328.2一2015核电厂核岛机械设备无损检测另一规范第2部分：超声检测
NB/T20328.3一2015核电厂核岛机械设备无损检测另一规范第3部分：射线检测
NB/T20328.4一2015核电厂核岛机械设备无损检测另一规范第4部分：渗透检测
3结构
3.1结构型式
压水堆核电站反应堆压力容器型密封环是由一段或者多段直管经焊接和弯曲而成，并表面镀银制成。0型环的截面形状如图1所示。
3.2结构尺寸及允许偏差
0型环的尺寸参数包括0型环外径D,截面外径d及壁厚t,如图1所示。结构尺寸及偏差见表1，直管中心线直线度偏差不应超过1.667mm/1000mm。其他应符合图样和订货文件的要求。
4材料技术要求
4.1冶炼
直管选用的GH4169合金应采用熔化电极进行多次重熔或真空感应重熔。如果熔化电极并非在真空中进行，则重熔应采用经真空感应重熔的电极。
4.2化学成分
GH4169合金化学分析应按GB/T223进行，且分析结果应符合本部分中表2的规定。
GH4169合金不允许有意添加低熔点元素作为合金成分，如铅、锌、镉、锡、锑、汞、铋、硫、砷和其他低熔点合金及它们的化合物。管材制造厂每熔炼炉号应至少进行一次熔炼分析。每相同熔炼炉号、相同固溶处理炉号、相同制造工艺的管材应至少进行一次成品分析。熔炼分析和成品分析报告应列入材料质量证明文件。管材制造厂应建立一个跟踪系统，使任何熔炼炉号、固溶处理炉号和时效处理炉号不与其他同类号混淆。
4.3管材成形
管材成形需满足如下要求：
a)管材应采用无缝管生产工艺生产，采用冷拉工艺成型，管材切割应采用冷加工方法；
b)管材不准许进行补焊及酸洗；
c)不准许在管材母材上焊接或采用其他机械方式连接临时附件（例如起重或者吊装装置）。
4.4固溶处理
管材固溶处理要求如下：
a)固溶处理时将管材在保护气氛中加热至1066℃±14℃，并保温不超过30min,然后采用空冷或更快的速率进行冷却；
b)保温温度、保温时间、加热速率、加热气氛和冷却介质等应在材料质量证明文件中记录：
c)没有得到采购方的认可，不准许重新进行固溶处理。