ICS 77.140.75 H 48 NB 中华人民共和国 能源行业标准 NB/T 20007.1—2024 代替NB/T 2000 7.1－2021、NB/T 20007.2—2021、NB/T 20007.50 -2018 压水堆核电厂用不锈钢 第1部分： 1、2、3级设备用奥 氏体不锈钢锻件 Stainless Steel for Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plants—— Part 1：Class 1, 2 and 3 Equipments used Austenitic Stainless Steel Forgings 2024 - 12 - 25发布 2025 - 06 - 25实施 国家能源局 发布 NB/T 20007.1—2024 I 目 次 前言 ................................ ................................ ................ II 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 ................................ ................................ .......... 1 5 制造 ................................ ................................ .............. 2 6 化学成分 ................................ ................................ .......... 3 7 力学性能 ................................ ................................ .......... 4 8 晶间腐蚀 ................................ ................................ .......... 7 9 金相检验 ................................ ................................ .......... 7 10 重新热处理 ................................ ................................ ....... 8 11 表面质量 ................................ ................................ ......... 8 12 无损检测 ................................ ................................ ......... 8 13 缺陷的清除和修整 ................................ ................................ . 8 14 尺寸和外形 ................................ ................................ ....... 9 15 试料保管 ................................ ................................ ......... 9 16 见证件和存档材料 ................................ ................................ . 9 17 标志、清洁、包装和运输 ................................ ........................... 9 18 质量证明文件 ................................ ................................ ..... 9 附录A （资料性） 材料牌号对照 ................................ ..................... 10 NB/T 20007.1—2024 II 前 言 本文件按照 GB/T 1.1—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/T 20007《压水堆核电厂用不锈钢》与 NB/T 20005《压水堆核电厂用碳钢和低合金钢》、 NB/T 20006《压水堆核电厂用合金钢》 、NB/T 20008《压水堆核电厂用其他材料》和 NB/T 20009《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。 NB/T 20007《压水堆核电厂用不锈钢》分为若干部分 ，本文件为 NB/T 20007的第1部分。 本文件代替 NB/T 20007.1—2021《压水堆核电厂用不锈钢 第1部分：1、2、3级奥氏体不锈钢锻件 》、 NB/T 20007.2—2021《压水堆核电厂用不锈钢 第2部分：2、3级热交换器管板用奥氏体不锈钢锻件》 、 NB/T 20007.50 —2018《压水堆核电厂用不锈钢 第50部分：安全级设备用奥氏体不锈钢锻件》 。本文 件以 NB/T 20007.1—2021为主，整合了 NB/T 20007.2—2021、NB/T 20007.50—2018的内容，与 NB/T 20007.1—2021相比，除结构调整和编辑性改动外，主要技术变化如下： ——更改了本文件的适用范围（见第 1章，2021版的第1章）； ——更改了锻造比（由 3.5改为3.0）（见5.4,2021版的3.3）； ——更改了固溶处理的保温温度（见 5.5,2021版的3.4）； ——更改和增加了部分材料牌号及化学成分（见表 1,2021版的表1）； ——更改和增加了部分材料 牌号的力学性能（见表 2）； ——更改了取样要求（见 7.2，2021版的5.2）； ——更改了冲击复试要求（见 7.4，2021版的5.4）； ——更改了晶间腐蚀试验 要求（见第8章，2021版的第6章）； ——增加了07Cr19Ni10牌号晶粒度要求（见 9.2）。 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。 本文件由中国核电发展中心归口。 本文件起草单位： 上海核工程研究设计院股份有限公司 、上海电气上重铸锻有限公司、中国核动力 研究设计院、中国核电工程有限公司、上海第一机床厂有限公司 、中广核工程有限公司 。 本文件主要起草人：李玲、王永东、王弘昶、 董凯、王庆田、何培峰、胡彧、雷欣、施誉、沈航 、 刘彦章、王龙。 本文件及其所代替文件的历次发布情况为： ——本文件于 2010年首次发布， 2021年第一次修订； ——本次为第二次修订，并入 了NB/T 20007.2—2021《压水堆核电厂用不锈钢 第2部分：2、3 级热交换器管板用奥氏体不锈钢锻件》 和NB/T 20007.50 —2018《压水堆核电厂用不锈钢 第 50部分：安全级设备用奥氏体不锈钢锻件》的内容。 NB/T 20007.1—2024 1 压水堆核电厂用不锈钢 第1部分：1、2、3级设备用奥氏体不锈钢 锻件 1 范围 本文件规定了压水堆核电 厂1、2、3级设备用奥氏体不锈钢锻件的制造、 试验、检验和验收等要求。 本文件适用于压水堆核电厂 1、2、3级设备用奥氏体不锈钢锻件 。 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/T 223 钢铁及合金化学分析方法 GB/T 228.1—2021 金属材料 拉伸试验 第1部分：室温试验方法 GB/T 228.2 金属材料 拉伸试验 第2部分：高温试验方法 GB/T 229 金属材料 夏比摆锤冲击试验方法 GB/T 230.1 金属材料 洛氏硬度试验 第1部分：试验方法（ A、B、C、D、E、F、G、H、K、N、 T标尺） GB/T 4334—2020 金属和合金的腐蚀 奥氏体及铁素体 -奥氏体（双相）不锈钢晶间腐蚀试验方法 间腐蚀试验方法 GB/T 6394 金属平均晶粒度测定方法 GB/T 10561—202