ICS77.140.50 CCSH46 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20007.6—2024 代替NB/T20007.6—2012，NB/T20007.51—2018NB 压水堆核电厂用不锈钢第6部分：堆内构 件用奥氏体不锈钢板 Stainlesssteelforpressurizedwaterreactornuclearpowerplant——Part6: Austeniticstainlesssteelplatesforreactorvesselinternals 2024-09-24发布 2025-03-24实施 国家能源局  发布NB/T20007.6—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................................................................................1 6化学成分............................................................................2 7力学性能............................................................................3 8晶间腐蚀............................................................................4 9金相检验............................................................................4 10重新热处理.........................................................................4 11表面质量...........................................................................5 12无损检测...........................................................................5 13缺陷的清除和修整...................................................................5 14尺寸和外形.........................................................................5 15试料保管...........................................................................6 16标志、清洁、包装和运输.............................................................6 17质量证明文件.......................................................................6 附录A（资料性附录）材料牌号对照.................................................7NB/T20007.6—2024 II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/T20007《压水堆核电厂用不锈钢》与NB/T20005《压水堆核电厂用碳钢和低合金钢》、NB/T20006 《压水堆核电厂用合金钢》、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/T20007《压水堆核电厂用不锈钢》的第6部分。 本文件代替NB/T20007.6—2012《压水堆核电厂用不锈钢第6部分：堆内构件用控氮奥氏体不锈钢 板》和NB/T20007.51—2018《压水堆核电厂用不锈钢第51部分：安全级设备用奥氏体不锈钢板》。本 文件以NB/T20007.6—2012为主，整合了NB/T20007.51—2018中堆内构件用奥氏体不锈钢板相关内容。 与NB/T20007.6—2012相比，除结构调整和编辑性改动以外，主要技术变化如下： ——增加了材料牌号06Cr19Ni10、07Cr19Ni10及相应技术要求（见第1章及全文）； ——增加了订货合同的要求（见第4章）； ——修改了固溶处理保温温度（见5.4.2，2012版的3.3）； ——修改了化学成分的要求（见表1）； ——修改了力学性能的要求，包括取消冲击试验要求（见第7章，2012版的第5章）； ——修改了晶间腐蚀试验的要求（见第8章，2012版的第6章）； ——增加了金相检验的要求（见第9章）； ——修改了无损检测的要求（见第12章，2012版的第8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有限公司、中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计 院、中广核工程有限公司、上海第一机床厂有限公司。 本文件主要起草人：石悠、宁冬、王永东、韩雨、路晓晖、王庆田、何培峰、黄建学、冉小兵、吴 铦敏、龚宏伟。 本文件及其所代替文件的历次发布情况为： ——本文件于2012年1月首次发布； ——本次为第一次修订，并入了NB/T20007.51—2018《压水堆核电厂用不锈钢第51部分：安全 级设备用奥氏体不锈钢板》的相关内容。NB/T20007.6—2024 1压水堆核电厂用不锈钢第6部分：堆内构件用奥氏体不锈钢板 1范围 本文件规定了压水堆核电厂堆内构件用奥氏体不锈钢板的制造、检验和验收等要求。 本文件适用于压水堆核电厂堆内构件用06Cr19Ni10、07Cr19Ni10和026Cr19Ni10N奥氏体不锈钢板。 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/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：高温拉伸试验方法 GB/T230.1金属材料洛氏硬度试验第1部分：试验方法 GB/T247钢板和钢带检验、包装、标志及质量证明书的一般规定 GB/T4334—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 GB/T6394金属平均晶粒度测定方法 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/T11170不锈钢多元素含量的测定火花放电原子发射光谱法（常规法） 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/T20124钢铁氮含量的测定惰性气体熔融热导法（常规方法） 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/T20003.4核电厂核岛机械设备无损检测第4部分：渗透检测 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 订货合同中应注明本文件号、牌号、尺寸规格、外形、允许偏差和数量等。 订货合同应至少明确以下技术要求： a)B含量的特殊要求（见表1）； b)晶间腐蚀试样的敏化处理（见8.3）； c)斜射波超声检测（见第12章）； d)其他特殊要求。 5制造 制造文件 5.1.1开始制造前，制造厂应编制一份制造大纲，并对制造过程中的各个关键工序，如冶炼、成形和 热处理、取样和检验、无损检测等编制文件。制造大纲应至少包括下列内容： a)钢的冶炼方式；NB/T20007.6—2024 2b)钢锭或连铸坯的质量和类型； c)钢锭头、尾的切除百分比，连铸坯的头、尾切除量； d)钢板成形工艺； e)钢板处于钢锭中的位置，特别是主加工方向相对于钢锭轴线的方位； f)中间热处理和最终固溶处理的条件； g)性能检验用试料的位置图及试样在试料中的位置图； h)无损检