ICS77.140.60 CCSH44 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20006.14—2024 代替NB/T20006.14—2010，NB/T20006.41—2018NB 压水堆核电厂用合金钢 第14部分：反应堆压力容器和反应堆冷却 剂泵紧固件用铬-镍-钼钢锻棒 Alloysteelforpressurizedwaterreactornuclearpowerplants— Part14:Forgedchromium-nickel-molybdenumsteelbarsforfastenersofthe reactorpressurevesselandreactorcoolantpump 2024-09-24发布 2025-03-24实施 国家能源局  发布NB/T20006.14—2024 I目次 前言..................................................................................Ⅲ 1范围................................................................................1 2规范性引用文件......................................................................1 3术语和定义..........................................................................1 4订货要求...........................................................错误！未定义书签。 5制造...............................................................错误！未定义书签。 6产品和车间评定.....................................................错误！未定义书签。 7化学成分...........................................................错误！未定义书签。 8力学性能...........................................................错误！未定义书签。 9金相检验...........................................................错误！未定义书签。 10重新热处理........................................................错误！未定义书签。 11无损检测..........................................................错误！未定义书签。 12缺陷的清除与整修..................................................错误！未定义书签。 13尺寸和外形........................................................错误！未定义书签。 14试料保管..........................................................错误！未定义书签。 15见证件、监督材料和存档材料........................................错误！未定义书签。 16标志、清洁、包装和运输............................................错误！未定义书签。 17质量证明文件......................................................错误！未定义书签。NB/T20006.14—2024 Ⅲ前言 本文件按照GB/T1.1—2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定 起草。 NB/T20006《压水堆核电厂用合金钢》与NB/T20005《压水堆核电厂用碳钢和低合金钢》、NB/T20007 《压水堆核电厂用不锈钢》、NB/T20008《压水堆核电厂用其他材料》和NB/T20009《压水堆核电厂用 焊接材料》共同构成了压水堆核电厂核岛机械设备用材料系列标准。 本文件为NB/T20006《压水堆核电厂用合金钢》的第14部分。 本文件代替NB/T20006.14—2010《压水堆核电厂用合金钢第14部分：1级设备螺栓紧固件用含钒 或不含钒的镍-铬-钼钢锻棒》和NB/T20006.41—2018《压水堆核电厂用合金钢第41部分：反应堆压力 容器螺栓、螺母和垫圈用钢棒》。本文件以NB/T20006.14—2010为主，整合了NB/T20006.41—2018 的内容，与NB/T20006.14—2010相比，除结构调整和编辑性改动外，主要技术变化如下： ——更改了适用范围（见第1章）； ——增加了订货合同要求（见第4章）； ——更改了热处理保温温差（见5.4，2010版的3.5）； ——更改了回火处理和稳定化处理的保温时间（见5.4.2和5.4.3,2010版3.5和3.6） ——更改了表面粗糙度要求（见5.5.2，2010版的3.4.2）； ——更改了压力容器主螺栓用40CrNi2MoB级钢的室温力学性能（见表2，2010版的表2） ——更改了40CrNi2MoB级钢的350℃拉伸试验抗拉强度的下限值（见表3，2010版的表2）； ——增加了-15℃和+10℃的冲击试验要求（见表4，2010版的表2）； ——更改了硬度试验的检验位置要求（见7.2,2010版的表3）； ——更改了冲击试验的复试规则（见7.4.2,2010版的5.4）； ——删除了液体渗透检测要求（2010版的8.2）； ——更改了表面质量要求（见第11章，2010版的第7章）。 ——更改了超声检测要求（见第12.2章，2010版的第8.3章）； 请注意本文件的某些内容可能涉及专利，本文件的发布机构不承担识别专利的责任。 本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本文件由核工业标准化研究所归口。 本文件起草单位：中广核工程有限公司、天津重型装备工程研究有限公司、中国核动力研究设计院、 上海核工程研究设计院有限公司、中国核电工程有限公司。 本文件主要起草人：冉小兵、黄弋力、李家康、郭明杰、张进、王玉红、李家驹、陈珉芮、李冬慧、 王秉熙、宁冬、袁炜、杨天野。 本文件及其所代替文件的历次发布情况为： 2010年首次发布为NB/T20006.14—2010； 本次为第一次修订，并入了NB/T20006.41—2018《压水堆核电厂用合金钢第41部分：反应堆压力 容器螺栓、螺母和垫圈用钢棒》的内容。NB/T20006.14—2024 1压水堆核电厂用合金钢第14部分：反应堆压力容器和反应堆冷却 剂泵紧固件用铬镍钼钢锻棒 1范围 本文件规定了压水堆核电厂反应堆压力容器和反应堆冷却剂泵紧固件用合金钢锻棒的成形、化学成 分、力学性能、试验和检验等要求。 本文件适用于压水堆核电厂反应堆压力容器主螺栓、螺母、垫圈和反应堆冷却剂泵主螺栓、螺母、 1号密封罩壳螺钉用的40CrNi2MoV和40CrNi2Mo合金钢锻棒。 2规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文件， 仅该日期对应的版本适用于本文件；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/T226钢的低倍组织及缺陷酸蚀检验法 GB/T228.1—2021金属材料拉伸试验第1部分：室温试验方法 GB/T228.2金属材料拉伸试验第2部分：高温试验方法 GB/T229—2020金属材料夏比摆锤冲击试验方法 GB/T231.1金属材料布氏硬度试验第1部分：试验方法 GB/T1979结构钢低倍组织缺陷评级图 GB/T2101型钢验收、包装、标志及质量证明书的一般规定 GB/T4336碳素钢和中低合金钢多元素含量的测定火花放电原子发射光谱法（常规法） GB/T6394金属平均晶粒度测定法 GB/T10561—2005钢中非金属夹杂物含量的测定标准评级图显微检验法 GB/T16702—2019压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 GB/T20066钢和铁化学成分测定用试样的取样和制样方法 GB/T20123钢铁总碳硫含量的测定高频感应炉燃烧后红外吸收法(常规方法) GB/T20125低合金钢多元素含量的测定电感耦合等离子体原子发射光谱法 NB/T20003.2—2021核电厂核岛机械设备无损检测第2部分：超声检测 NB/T20003.5核电厂核岛机械设备无损检测第5部分：磁粉检 3术语和定义 本文件没有需要界定的术语和定义。 4订货要求 订货合同中应注明NB/T20006的本文件号、牌号、尺寸规格和数量等。订货合同应至少明确以下技 术要求： a)锻棒尺寸、外形和允许偏差； b)螺母及垫圈用锻棒性能热处理前是否钻孔； c)冲击试验试样的取样方向、试验温度及冲击试验摆锤类型； d)是否进行40CrNi2MoB级钢的韧脆转变曲线试验； e)其他特殊要求。NB/T20006.14—2024 25制造 制造文件 开始制造前，制造厂应编制一份制造大纲