中国核学会自我承诺
中国核学会发布的T/CNS 12—2019《压水堆核电厂金属材料环境疲劳影响模型》团体标准遵循开放、公平、透明、协商一致和促进贸易和交流的原则，按照在本平台公布的《标准制定程序文件_CNS》制定。T/CNS 12—2019《压水堆核电厂金属材料环境疲劳影响模型》团体标准规定的内容符合国家有关法律法规和强制性标准的要求，没有侵犯他人合法权益。
中国核学会在自愿基础上作出本承诺，并对以上承诺内容的真实性负责。
中国核学会
2019年06月18日
| 团体详细信息 | |||
|---|---|---|---|
| 团体名称 | 中国核学会 | ||
| 登记证号 | 3138 | 发证机关 | 中华人民共和国民政部 |
| 业务范围 | 学术交流、书刊编辑、咨询服务、展览、科普 | ||
| 法定代表人/负责人 | 雷增光 | ||
| 依托单位名称 | 无 | ||
| 通讯地址 | 北京市三里河南4巷1号 | 邮编 : 100045 | |
| 标准详细信息 | |||
|---|---|---|---|
| 标准状态 | 现行 | ||
| 标准编号 | T/CNS 12—2019 | ||
| 中文标题 | 压水堆核电厂金属材料环境疲劳影响模型 | ||
| 英文标题 | Environmentally assisted fatigue model of metallic materials used in pressurized water reactor nuclear power plants | ||
| 国际标准分类号 | 77.040.01 金属材料试验综合 | ||
| 中国标准分类号 | |||
| 国民经济分类 | D441 电力生产 | ||
| 发布日期 | 2019年05月27日 | ||
| 实施日期 | 2019年09月01日 | ||
| 起草人 | 韩恩厚、谭季波、吴欣强、刘晓强、刘畅、张旭 | ||
| 起草单位 | 中国科学院金属研究所，上海核工程研究设计院有限公司 | ||
| 范围 | 本标准给出了压水堆核电厂低合金钢、奥氏体不锈钢和镍基合金的环境疲劳影响模型。 本标准适用于压水堆核电厂一回路压力边界部件的环境疲劳设计、环境疲劳损伤评估和寿命评估。 | ||
| 主要技术内容 | 在本部分编写过程中，参考了金属所企业标准《Q/KJ.08.09—2017 核电结构材料轻水堆环境疲劳设计模型》、《ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section III-2004》、《NUREG/CR-6909, Effect of LWR coolant environments on thefatigue life of reactor materials》和《JNES-SS-1005, Environmental fatigue evaluation method for nuclear power plants》关于核电结构材料平均曲线的拟合方法、设计曲线的建立方法以及环境疲劳设计模型的构件流程。结合中国科学院金属研究所积累的核电结构材料环境疲劳数据而制定。具体技术内容说明见表1。材料包括19MnNiMo反应堆压力容器低合金钢锻件，化学成分为：0.2C, 1.41Mn, <0.005P, 0.002S, 0.16Si, 0.78Ni, 0.13Cr, 0.49Mo, <0.002V, Bal Fe，热处理状态为供货状态。022Cr17Ni12Mo2N主管道奥氏体不锈钢锻件，第一种材料化学成分为：0.026C, 0.36Si, 1.41Mn, 0.016P, 0.004S, 17.05Cr, 12.45Ni, 2.25Mo, 0.02Co, 0.0009B, 0.072N, Bal Fe，第二种材料化学成分为：16.96Cr, 13.07Ni, 2.23Mo, 0.014C, 0.29Si, 1.4Mn, 0.003S, 0.015P, 0.12N, Bal Fe，热处理状态均为供货状态。022Cr19Ni10堆内构件奥氏体不锈钢锻件，材料化学成分为：0.029C, 18.89Cr, 9.65Ni, 1.72Mn, 0.38Si, 0.23P, 0.005S, Bal Fe，热处理状态为供货状态。NS3105蒸汽发生器传热管及管坯，第一种传热管化学成分为：59.3Ni, 29.89Cr, 9.2Fe, 0.26Mn, 0.018C, 0.13Al, 0.26Ti, 0.029Cu, 0.31Si, 0.0067N， 第二种传热管化学成分为：60.2Ni, 29.47Cr, 9.8Fe, 0.018Mn, 0.02C, 0.11Al, 0.14Ti, 0.01Cu, 0.04Si, 0.01N，第三种传热管化学成分为：59.4Ni, 29.47Cr, 9.9Fe, 0.079Mn, 0.019C, 0.12Al, 0.27Ti, 0.016Cu, 0.2Si, 0.028N，管坯化学成分为：57.7Ni, 29.73Cr, 10.5Fe, 0.2Ti, 0.2Al, 0.001S, 0.29Si, 0.007P, 0.29Mn, 0.013N, 0.03C。低合金钢高温高压水腐蚀疲劳数据点总计103个；奥氏体不锈钢高温高压水腐蚀疲劳数据点总计156个；镍基合金高温高压水腐蚀疲劳数据点总计87个。 | ||
| 是否包含专利信息 | 否 | ||
| 标准文本 | 不公开 | ||
| 标准公告 | |||
|---|---|---|---|
*由中国核学会于2019/6/18 11:18:54在团体标准信息平台公布，最后修改时间：2019/6/18 11:18:54
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