CN104359707B - 一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种主蒸汽超级管道锻件质量检验的取样方法，对所述超级管道锻件进行化学成分分析、碳锰硫检查以及对取得的试样进行力学性能测试和金相组织检查，能够全面检验出超级管道锻件的整体质量，可以对所述超级管道锻件的制造工艺进行完整评定，符合核电规范RCC‑M的工艺评定要求，而且不需要对所述超级管道锻件母管和所有管嘴进行完全破坏，只需取其中最具代表性的两个管嘴进行取样检验，从而最大程度地降低了取样的成本。

Description

一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法

技术领域

本发明涉及核电站核蒸汽供应系统技术领域，尤其涉及主蒸汽超级管道锻件检验的取样方法。

背景技术

当前国际上又进入了新一轮的核电发展时期，许多国家都在积极准备建设新的核电机组，然而全世界的重要部件的生产能力却十分有限，制造技术主要控制在少数几个制造厂中，这已经不能满足全世界核电发展的需要。结合我国发展核电和核电设备国产化的政策，为实现我国核电发展规划目标，必须实现超级管道锻件国产化。要真正实现超级管道锻件的国产化，在保证质量的条件下实现批量化生产，不仅需要制造厂在制造技术上进行创新，还需要成功完成超级管道锻件的工艺评定工作。

核电重要部件的制造工艺技术评定是核电技术规范的要求，也是国际惯例，我国的核安全法规也相当重视相关的工作。然而国内在岭澳二期和红沿河项目之前，基本上没有开展过这项工作。由于在先前的核电项目中没有实际介入过评定工作，相关的核电规范RCC-M(《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称)中只有评定的要求，而并没有具体的评定方案和评定规范。

评定本身是一项综合性的多学科核电通用技术，也是核电自主化的核心技术之一。它涉及到制造工艺技术、金属材料、理化检验、无损检验、设计分析、断裂力学、寿命管理，以及工程管理等很多学科。通过设备制造工艺评定，以验证制造商的制造能力和管理能力，以及制造商所制造的这些部件或制品的整体和内在质量满足设计和核安全的要求，保证制造质量的可重复性，有效地减少检验项目，降低制造成本和缩短制造周期，从而为制造商批量制造核岛重要部件提供有力条件。

超级管道是指反应堆安全壳外从主蒸汽管线的安全壳机械贯穿件起，至主蒸汽管线横向限制下游第一道焊缝止的一段饱和蒸汽管道。超级管道热工参数高，受力复杂，尤其在事故工况下所受冲击力大，为了确保核电站的安全，超级管道必须具有较高的安全性。为此对超级管道的设计、材料的选择、加工制造以及试验、验收等方面提出特定的要求。超级管道安全等级为核安全2级，规范等级为RCC-M 2级，质保等级1级，抗震类别1I级，清洁度等级B级。因此，反应堆超级管道具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点。

超级管道由母管(未挤压管嘴前的管道)和管嘴组成，即母管上挤压出数个尺寸不等的工艺管嘴。母管的制造用钢采用电炉冶炼加真空精炼的镇静钢，经锻造冲孔或挤压成形、性能热处理、无损检测、水压试验合格后作为超级管道母管段备用。然后采用组合挤压模具在液压机上进行热挤压成型管嘴。超级管道共有4种规格的管嘴，其区别在于管嘴内外径及高度的差别。评定选择最具代表性的两个管嘴，一个为最大的1号管嘴(外径243mm，内径197mm，高度45mm)，另一个为最小的2号管嘴(外径89mm，内径75mm，高度30mm)。综合考虑超级管道的制造成本及超级管道的全面检验，评定选择两个1号管嘴和一个2号管嘴进行取样检验。

由于超级管道锻件制造过程复杂，管段上有多个管嘴，而现在技术的采购规范对管嘴未给出检验要求。因此通过对超级管道锻件进行工艺评定，以有限的检验部位和检验手段来验证母管及管嘴内部质量的均匀性以及验收试验的代表性，从而固化制造工艺，保证制造厂长期稳定的提供合格产品就显得尤其重要。

超级管道是连接核岛和常规岛的关键锻件，制造工艺过程繁杂，长度较长且管段上有多个热挤压管嘴。其主要难点有：

管嘴成型需涉及多次局部加热和定位，加热温度及区域不易控制，定位精准度较难把握。

挤压过程的模具设计要考虑工件的回弹量，还要考虑成型温度及时间对管嘴机械性能影响。

管嘴质量不易检查，非规则取样部位的取样较困难；

属于异形件，机械加工和无损检测执行起来难度较大。

由于超级管道锻件存在上述制造及检验难点，如何对所述超级管道锻件进行取样验证锻件整体质量将十分重要。考虑到超级管道的制造成本较高，正常生产中不可能对每一件超级管道进行全面地检验，因此必须在工艺评定过程中充分考虑各种制造因素和使用条件，设计出既能完全检验出超级管道锻件整体质量又能最大程度地降低检验成本的取样方法。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法。

为解决以上技术问题，本实用新型采取如下技术方案：

1一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法，所述的超级管道锻件包括一母管，一设置在母管上的管嘴，所述的管嘴是在加热过程中成形的，将所述的超级管道锻件分为：在管嘴加热过程中经过加热变形的管嘴成形区、经过加热后没有变形的热影响区、没有被加热的母材区，将所述的超级管道锻件经过正火和回火后进行取样，所述的取样方法包括以下步骤：

(1)在所述的超级管道锻件母材区的外表面沿其轴向和圆周方向分别设置多条网格线，在所述网格线的交叉处进行硬度检验；

(2)在所述的超级管道锻件母材区的外表面沿其轴向设置的且在所述的超级管道周向上均匀排布多条化学分析取样线，在所述的化学分析取样线上间隔地取多个位置进行化学成分分析取样；

(3)在所述的超级管道锻件母材区的外表面沿其轴向设置的且在所述的超级管道周向上均匀排布的多条碳、锰、硫分析取样线，在所述碳、锰、硫分析取样线上间隔地取多个位置进行碳、锰、硫分析；

(4)在所述的超级管道锻件母材区的两端分别取至少一个试样环，每个试样环截取多个试样块分别做FATT试验、冷弯试验、拉伸试验、冲击试验；

(5)在所述的超级管道锻件热影响区上截取至少一个试样环，每个试样环分别截取多个试样块做拉伸试验、冲击试验、金相试验；

(6)在所述的管嘴上截取至少一个试样环，每个试样环分别截取多个试样块做拉伸试验、晶粒度试验、冲击试验；

(7)在管嘴成型区沿管嘴成型区的周向和轴向两个方向各做一组冲击试验、金相试验、晶粒度检验、非金属夹杂物测定；

(8)在管嘴成型区、热影响区、母材区取样进行低周疲劳试验。

优选地，所述的步骤(4)包括：在所述的超级管道锻件母材区的一端取试样环A、试样环C、在所述母材区的另一端取试样环B、试样环D，

将所述的试样环A分别截取：9个试样块Aa用于正火态FATT试验、9个试样块Ab用于模拟态FATT试验、2个试样块Ac分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Ad分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Ae用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Af用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Ag用于正火态及模拟态-40℃冲击试验；

将所述的试样环B分别截取：9个试样块Ba用于正火态FATT试验、9个试样块Bb用于模拟态FATT试验、2个试样块Bc分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Bd分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Be用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Bf用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Bg用于正火态及模拟态-40℃冲击试验；

将所述的试样环C分别截取：9个试样块Ca用于正火态FATT试验、9个试样块Cb用于模拟态FATT试验、2个试样块Cc分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Cd分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Ce用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Cf用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Cg用于正火态及模拟态-40℃冲击试验；

将所述的试样环D分别截取：9个试样块Da用于正火态FATT试验、9个试样块Db用于模拟态FATT试验、2个试样块Dc分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Dd分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块De用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Df用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Dg用于正火态及模拟态-40℃冲击试验。

优选地，步骤(5)包括：在所述的超级管道锻件热影响区上截取试样环E，在所述的试样环E上截取：4个试样块Ea分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Eb分别用于正火态及模拟态0℃冲击试验、6个试样块Ec分别用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Ed用于正火态及模拟态-40℃冲击试验、9个试样块Ee用于金相试验。

优选地，步骤(6)包括：在所述的管嘴上截取试样环F、试样环G，在所述的试样环F上截取：3个试样块Fa，其中2个用于正火态在常温和300℃的条件下进行拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取3个试样块Fb，其中2个用于模拟态在常温和300℃的条件下的拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Fc，其中3个用于正火态0℃冲击试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Fd，其中3个用于模拟态0℃的横向冲击试验，另一个用于晶粒度试验，以上用于拉伸试样的试样块在试样环的厚度方向分为两层取样，冲击试样在试样环的厚度方向分为三层取样，

在所述的试样环G上截取：3个试样块Ga，其中2个用于正火态在常温和300℃的条件下进行拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取3个试样块Gb，其中2个用于模拟态在常温和300℃的条件下的拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Gc，其中3个用于正火态0℃冲击试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Gd，其中3个用于模拟态0℃的纵向冲击试验，另一个用于晶粒度试验；截取3个试样块Ge用于正火态0℃冲击试验；3个试样块Gf用于模拟态0℃冲击试验。

优选地，步骤(1)中，所述网格的边长小于或等于200mm。

优选地，步骤(2)中，在所述的超级管道锻件母材区的外表面沿其轴向设置的且在所述的超级管道周向上均匀排布多条化学分析取样线。

优选地，步骤(3)中，在所述的超级管道锻件母材区的外表面沿其轴向设置的且在所述的超级管道周向上均匀排布的多条碳、锰、硫分析取样线。

由于以上技术方案的采用，本发明与现有技术相比具有如下优点：

通过以上技术方案的应用，对所述超级管道锻件进行化学成分分析、碳锰硫分析、硬度均匀性检验以及对截取试样进行力学性能测试(拉伸试验、冲击试验、弯曲试验、疲劳试验等)、金相组织检验等，能够全面检验出超级管道母管及管嘴的整体质量，尤其对管嘴成型时最薄弱部位-局部加热区域的检验，根据完整的制造工艺评定得以验证(与其它区域进行结果对比)。

附图说明

图1为本发明所述的一种核电站用超级管道锻件结构示意图；

图2为本发明超级管道锻件的母材区硬度检验的取样结构示意图；

图3为本发明超级管道锻件的母材区硬度检验的取样结构示意图；

图4为本发明超级管道锻件的母材区化学成分分析取样结构示意图；

图5为本发明超级管道锻件的母材区化学成分分析取样结构示意图；

图6为本发明超级管道锻件的母材区碳、锰、硫分析的取样结构示意图；

图7为本发明超级管道锻件的母材区碳、锰、硫分析的取样结构示意图；

其中：10、母材区；20、热影响区；30、管嘴成型区。

具体实施方式

以下结合具体实施例对本发明做进一步详细说明。应理解，这些实施例是用于说明本发明的基本原理、主要特征和优点，而本发明不受以下实施例的范围限制。实施例中采用的实施条件可以根据具体要求做进一步调整，未注明的实施条件通常为常规实验中的条件。

本发明提供一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法，如图1所示为本发明所述的超级管道锻件包括：一母管，一设置在母管上的管嘴，所述的管嘴是加热成型的，所述母管段10的主要尺寸为：外径D1＝810mm，内径D2＝718mm，壁厚T＝46，长度L＝4500mm，局部热影响区20的区域大小，此区域设有试料环21；所述管嘴主要尺寸为：管嘴外径D1＝245mm，内径D2＝190mm，高度H＝46mm，管嘴壁厚约T＝27.5mm。所述的超级管道锻件分为：在管嘴加热成型过程中经过加热变形的管嘴成型区30、经过加热后没有变形的热影响区20、没有被加热的母材区10，将所述的超级管道锻件经过正火和回火后进行取样，其特征在于：所述的取样方法包括以下步骤：

(1)如图2-3所示，在所述的超级管道锻件母材区10的外表面沿其轴向和圆周方向分别设置多条网格线，在所述网格线的交叉处进行硬度检验，所述网格的边长小于或等于200mm；

(2)如图4-5所示，在所述的超级管道锻件母材区10的外表面沿其轴向设置的且在所述的超级管道周向上均匀排布4条化学分析取样线，在所述的化学分析取样线上隔间地取多个位置进行化学成分分析取样；

(3)如图6-7所示，在所述的超级管道锻件母材区10的外表面沿其轴向设置的且在所述的超级管道周向上均匀排布的4条碳、锰、硫分析取样线，在所述碳、锰、硫分析取样线上隔间地取多个位置进行碳、锰、硫分析；

(4)在所述的超级管道锻件母材区10的一端取试样环A、试样环C、在所述母材区10的另一端取试样环B、试样环D，

将所述的试样环A分别截取：9个试样块Aa用于正火态FATT试验、9个试样块Ab用于模拟态FATT试验、2个试样块Ac分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Ad分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Ae用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Af用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Ag用于正火态及模拟态-40℃冲击试验；

将所述的试样环B分别截取：9个试样块Ba用于正火态FATT试验、9个试样块Bb用于模拟态FATT试验、2个试样块12c分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Bd分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Be用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Bf用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Bg用于正火态及模拟态-40℃冲击试验；

将所述的试样环C分别截取：9个试样块Ca用于正火态FATT试验、9个试样块Cb用于模拟态FATT试验、2个试样块Cc分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Cd分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Ce用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Cf用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Cg用于正火态及模拟态-40℃冲击试验；

将所述的试样环D分别截取：9个试样块Da用于正火态FATT试验、9个试样块Db用于模拟态FATT试验、2个试样块Dc分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Dd分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块De用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Df用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Dg用于正火态及模拟态-40℃冲击试验。

(5)在所述的超级管道锻件热影响区20上截取试样环E，在所述的试样环E上截取：4个试样块Ea分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Eb分别用于正火态及模拟态0℃冲击试验、6个试样块Ec分别用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Ed用于正火态及模拟态-40℃冲击试验、9个试样块Ee用于金相试验。

(6)在所述的管嘴30上截取试样环F、试样环F，在所述的试样环F上截取：3个试样块Fa，其中2个用于正火态在常温和300℃的条件下进行拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取3个试样块Fb，其中2个用于模拟态在常温和300℃的条件下的拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Fc，其中3个用于正火态0℃冲击试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Fd，其中3个用于模拟态0℃的横向冲击试验，另一个用于晶粒度试验，以上用于拉伸试样的试样块在试样环的厚度方向分为两层取样，冲击试样在试样环的厚度方向分为三层取样，

在所述的试样环G上截取：3个试样块Ga，其中2个用于正火态在常温和300℃的条件下进行拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取3个试样块Gb，其中2个用于模拟态在常温和300℃的条件下的拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Gc，其中3个用于正火态0℃冲击试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Gd，其中3个用于模拟态0℃的纵向冲击试验，另一个用于晶粒度试验；截取3个试样块Ge用于正火态0℃冲击试验；3个试样块Gf用于模拟态0℃冲击试验。

(7)在管嘴成型区30沿管嘴成型区30的周向和轴向两个方向各做一组冲击试验、金相试验、晶粒度检验、非金属夹杂物测定；

(8)在管嘴成型区30、热影响区20、母材区10取样进行低周疲劳试验,能经受的疲劳次数低于10000为低周疲劳。

通过采用本发明提供的主蒸汽超级管道锻件质量检验的取样方法，对所述超级管道锻件进行化学成分分析、碳锰硫检查以及对取得的试样进行力学性能测试和金相组织检查，能够全面检验出超级管道锻件的整体质量，可以对所述超级管道锻件的制造工艺进行完整评定，符合核电规范RCC-M的工艺评定要求，而且不需要对所述超级管道锻件母管和所有管嘴进行完全破坏，只需取其中最具代表性的两个管嘴进行取样检验，从而最大程度地降低了取样的成本。

以上对本发明做了详尽的描述，实施例的说明只是用于帮助理解本发明的方法及其核心思想，其目的在于让熟悉此领域技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。

Claims (7)

1.一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法，所述的超级管道锻件包括一母管，一设置在母管上的管嘴，所述的管嘴是在加热过程中成形的，

将所述的超级管道锻件分为：在管嘴加热过程中经过加热变形的管嘴成形区、经过加热后没有变形的热影响区、没有被加热的母材区，将所述的超级管道锻件经过正火和回火后进行取样，其特征在于：所述的取样方法包括以下步骤：

(1)在所述的超级管道锻件母材区的外表面沿其轴向和圆周方向分别设置多条网格线，在所述网格线的交叉处进行硬度检验；

(2)在所述的超级管道锻件母材区的外表面沿其轴向设置的且在所述的超级管道周向上均匀排布多条化学分析取样线，在所述的化学分析取样线上间隔地取多个位置进行化学成分分析取样；

(3)在所述的超级管道锻件母材区的外表面沿其轴向设置的且在所述的超级管道周向上均匀排布的多条碳、锰、硫分析取样线，在所述碳、锰、硫分析取样线上间隔地取多个位置进行碳、锰、硫分析；

(4)在所述的超级管道锻件母材区的两端分别取至少一个试样环，每个试样环截取多个试样块分别做FATT试验、冷弯试验、拉伸试验、冲击试验；

(5)在所述的超级管道锻件热影响区上截取至少一个试样环，每个试样环分别截取多个试样块做拉伸试验、冲击试验、金相试验；

(6)在所述的管嘴上截取至少一个试样环，每个试样环分别截取多个试样块做拉伸试验、晶粒度试验、冲击试验；

(7)在管嘴成型区沿管嘴成型区的周向和轴向两个方向各做一组冲击试验、金相试验、晶粒度检验、非金属夹杂物测定；

(8)在管嘴成型区、热影响区、母材区取样进行低周疲劳试验。

2.根据权利要求1所述的一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法，其特征在于：所述的步骤(4)包括：在所述的超级管道锻件母材区的一端取试样环A、试样环C、在所述母材区的另一端取试样环B、试样环D，

将所述的试样环A分别截取：9个试样块Aa用于正火态FATT试验、9个试样块Ab用于模拟态FATT试验、2个试样块Ac分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Ad分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Ae用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Af用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Ag用于正火态及模拟态-40℃冲击试验；

将所述的试样环B分别截取：9个试样块Ba用于正火态FATT试验、9个试样块Bb用于模拟态FATT试验、2个试样块Bc分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Bd分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Be用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Bf用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Bg用于正火态及模拟态-40℃冲击试验；

将所述的试样环C分别截取：9个试样块Ca用于正火态FATT试验、9个试样块Cb用于模拟态FATT试验、2个试样块Cc分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Cd分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Ce用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Cf用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Cg用于正火态及模拟态-40℃冲击试验；

将所述的试样环D分别截取：9个试样块Da用于正火态FATT试验、9个试样块Db用于模拟态FATT试验、2个试样块Dc分别用于正火态及模拟态的冷弯试验、4个试样块Dd分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块De用于正火态及模拟态的0℃冲击试验、6个试样块Df用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Dg用于正火态及模拟态-40℃冲击试验。

3.根据权利要求1所述的一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法，其特征在于：步骤(5)包括：在所述的超级管道锻件热影响区上截取试样环E，在所述的试样环E上截取：4个试样块Ea分别用于正火态及模拟态在室温及300℃条件下的拉伸试验、6个试样块Eb分别用于正火态及模拟态0℃冲击试验、6个试样块Ec分别用于正火态及模拟态-20℃冲击试验、6个试样块Ed用于正火态及模拟态-40℃冲击试验、9个试样块Ee用于金相试验。

4.根据权利要求1所述的一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法，其特征在于：步骤(6)包括：在所述的管嘴上截取试样环F、试样环G，在所述的试样环F上截取：3个试样块Fa，其中2个用于正火态在常温和300℃的条件下进行拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取3个试样块Fb，其中2个用于模拟态在常温和300℃的条件下的拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Fc，其中3个用于正火态0℃冲击试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Fd，其中3个用于模拟态0℃的横向冲击试验，另一个用于晶粒度试验，以上用于拉伸试样的试样块在试样环的厚度方向分为两层取样，冲击试样在试样环的厚度方向分为三层取样，

在所述的试样环G上截取：3个试样块Ga，其中2个用于正火态在常温和300℃的条件下进行拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取3个试样块Gb，其中2个用于模拟态在常温和300℃的条件下的拉伸试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Gc，其中3个用于正火态0℃冲击试验，另一个用于晶粒度试验；截取4个试样块Gd，其中3个用于模拟态0℃的纵向冲击试验，另一个用于晶粒度试验；截取3个试样块Ge用于正火态0℃冲击试验；3个试样块Gf用于模拟态0℃冲击试验。

5.根据权利要求1所述的一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法，其特征在于：步骤(1)中，所述网格的边长小于或等于200mm。

6.根据权利要求1所述的一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法，其特征在于：步骤(2)中，在所述的超级管道锻件母材区的外表面沿其轴向设置的且在所述的超级管道周向上均匀排布多条化学分析取样线。

7.根据权利要求1所述的一种核电站用超级管道锻件检验的取样方法，其特征在于：步骤(3)中，在所述的超级管道锻件母材区的外表面沿其轴向设置的且在所述的超级管道周向上均匀排布的多条碳、锰、硫分析取样线。