| 标准编号 | GB/T 37623-2019 (GB/T37623-2019) | | 中文名称 | 金属和合金的腐蚀 核反应堆用锆合金水溶液腐蚀试验 | | 英文名称 | Corrosion of metals and alloys - Aqueous corrosion testing of zirconium alloys for use in nuclear power reactors | | 行业 | 国家标准 (推荐) | | 中标分类 | H25 | | 国际标准分类 | 77.060 | | 字数估计 | 14,166 | | 发布日期 | 2019-06-04 | | 实施日期 | 2020-05-01 | | 发布机构 | 国家市场监督管理总局、中国国家标准化管理委员会 | GB/T 37623-2019
Corrosion of metals and alloys--Aqueous corrosion testing of zirconium alloys for use in nuclear power reactors
ICS 77.060
H25
中华人民共和国国家标准
金属和合金的腐蚀
核反应堆用锆合金水溶液腐蚀试验
(ISO 10270:1995,MOD)
2019-06-04发布
2020-05-01实施
国 家 市 场 监 督 管 理 总 局
中国国家标准化管理委员会 发 布
前言
本标准按照GB/T 1.1-2009给出的规则起草。
本标准使用重新起草法修改采用ISO 10270:1995《金属和合金的腐蚀 核反应堆用锆合金水溶液
腐蚀试验》。
本标准与ISO 10270:1995相比存在技术性差异,这些差异涉及的条款已通过在其外侧页边空白位
置的垂直单线(|)进行了标示,附录B中给出了相应技术性差异及其原因的一览表。
本标准与ISO 10270:1995相比存在结构变化,将ISO 10270:1995的悬置段设条号“7.1”;将
ISO 10270:1995的条号“7.1~7.11”改为“7.2~7.12”。
与ISO 10270:1995相比,本标准还做了下列编辑性修改:
---纳入了ISO 10270:1995/勘误1:1997。
本标准由中国钢铁工业协会提出。
本标准由全国钢标准化技术委员会(SAC/TC183)归口。
本标准起草单位:国核锆铪理化检测有限公司、冶金工业信息标准研究院。
本标准主要起草人:李刚、侯捷、王晨阳、李献军、郭强、王家斌、李倩、庞森、冯超。
金属和合金的腐蚀
核反应堆用锆合金水溶液腐蚀试验
1 范围
本标准规定了锆及锆合金在18.6MPa的压力下,360℃的高压水中,或在10.3MPa的压力下
400℃及400℃以上的水蒸气中腐蚀后的外观检验和腐蚀增重的测定。
本标准适用于锻件、铸件、粉末冶金产品和焊接金属。
本标准作为评估材料性能的一种手段,适用于新合金的研发、热处理和焊接技术的评价,也适用于
产品的检验和验收。
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/T 7489-1987 水质 溶解氧的测定 碘量法(ISO 5813:1983,IDT)
HJ506-2009 水质 溶解氧的测定 电化学探头法(ISO 5814:1990,IDT)
3 术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1
酸洗 etching
在酸液中通过化学反应除去金属表面氧化物的过程。
3.2
控制试样 controlcoupons
已知性能以用于监控腐蚀试验有效性的锆合金试样。
3.3
高增重试样 highmassgaincoupons
经过特殊热处理的锆合金试样,其腐蚀增重高于技术条件中规定的最大值,用于验证检测过程的有
效性。
4 原理
锆及锆合金试样放置在一定温度下,压力为18.6MPa的水或压力为10.3MPa的水蒸气中,进行
72h或336h腐蚀试验。根据腐蚀增重和氧化膜外观来评定锆及锆合金的腐蚀性能;在某些情况下,如
焊缝评价时,......
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