ASME标准讲解4(ASME具体材料)

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•・PartD-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,maybeofASMEorotherStandards.•Thefollowingrequirementsshallbeapplied,unlessotherwisespeciallyoradditionallyspecifiedinthisSpecification.•a.NB-2210Heattreatmentrequirements•b.NB-2220Procedureforobtainingtestcouponsandspecimensforquenchedandtemperedmaterial.Fracturetoughnessrequirementsformaterial•Thefollowingrequirementsshallbeapplied,unlessotherwisespeciallyoradditionallyspecifiedinthisSpecification.•a.NB-2310Materialtobeimpacttested•b.NB-2320Impacttestprocedures•c.NB-2330Testrequirementsandacceptancestandards•d.NB-2340Numberofimpacttestsrequired•e.NB-2350Retests•f.NB-2360CalibrationofinstrumentsandequipmentAcceptableMaterialDesignation•PressureRetainingMaterialApplicablePortionApplicablespecificationRemark・UpperDome(*1)・LowerDomeSA-533MTYPEBCL.1orSA-508MGR.3CL.1・HeadFlange(*1)・VesselFlange(*2)・NozzleShell(*2)・CoreShell・TransitionRing・InletNozzle・OutletNozzle・SafetyInjectionNozzleSA-508MGR.3CL.1・HeadLiftingLug・VesselSupportSA-533MTYPEBCL.1orSA-508MGR.3CL.1・SealLedgeSA-508MGr.1A・InletNozzleSafeEnd・OutletNozzleSafeEnd・SafetyInjectionNozzleSafeEndSA-182MF316LN・CRDMAdapterFlange・NeutronInstrumentationPipeSafeEndSA-182MF304LN・LeakDetectionTubeSA-182MF304L・VentPipeSB-167(N06690)andSA312MTP304LSB167withthermaltreatment・CRDMAdapterSB-167(N06690)Withthermaltreatment・NeutronInstrumentationPipeSB-166(N06690)Withthermaltreatment・RadialSupportPadSB-564(N06690)Withthermaltreatment・StudBolts,Nuts,WashersSA-540MB24VCL.3・Nuts,WashersSA-540MB24CL.3Non-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•元素3级•C≤0.25•Mn1.20～1.50•P≤0.025•S≤0.025•Si0.15～0.40•Ni0.40～1.00•Cr≤0.25•Mo0.45～0.60•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。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≤0.20≤0.22锰1.15～1.551.15～1.60磷≤0.008≤0.008硫≤0.008≤0.008硅0.10～0.300.10～0.30镍0.50～0.800.50～0.80铬≤0.25≤0.25钼0.45～0.550.43～0.57钒≤0.01≤0.01铜≤0.08≤0.08铝最好≤0.04≤0.04钴≤0.03≤0.03三菱建议书中所列实际控制范围•Table4.1.3.1ChemicalCompositionRequirementsforSA-508MGr.3CL.1•Specifiedvalue(wt.%)•ElementsHeatProduct(1)•C0.16-0.200.16-0.22•Si0.10-0.300.10-0.30•Mn1.20-1.551.20-1.60•P0.008Max.0.008Max.•S0.006Max.0.006Max.•Ni0.50–0.800.50–0.80•Cr0.15Max.0.15Max.•Mo0.45-0.550.43-0.57•Cu0.08(0.05Max.)(3)0.08(0.05Max.)(3)•Sb0.002Max.0.002Max.•Sn0.010Max.0.010Max.•As0.01Max.0.01Max.•V0.01Max.0.01Max.•Al0.04Max.0.04Max.•B5ppmMax.(3ppmMax.)(3)5ppmMax.(3ppmMax.)(3)•Co0.02Max.0.02Max.（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0.008%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适用于制造压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含量的要求也是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、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0.002~0.008%之间比较合适。（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•标距为50mm的延伸率≥