压水堆核电厂用不锈钢第17部分：堆内构件压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件.pdf

NB/T20007.17—202X

目  次

1范围1

2规范性引用文件1

3制造1

3.1产品和车间评定1

3.2制造大纲2

3.3冶炼2

3.4锻造2

3.5机加工2

3.6热处理2

4化学成分3

5力学性能3

5.1规定值3

5.2取样4

5.3试验5

5.4复试5

6金相检验6

6.1取样6

6.2晶粒度6

6.3非金属夹杂物6

7重新热处理6

8无损检测7

8.1目视检测7

8.2渗透检测7

8.3超声检测7

9缺陷部位的清除与修整7

10尺寸和外形7

11试料保管8

12标志、清洁、包装和运输8

13质量证明文件8

附录A（规范性附录）压紧弹性环试料切取示意图9

I

NB/T20007.17—202X

前  言

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/T

20006《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。

NB/T20007《压水堆核电厂用不锈钢》分为若干部分，本部分为NB/T20007的第17部分。

本部分按照GB/T1.1-2020给出的规则起草。

本部分主要参照NB/T20007.45-2016《压水堆核电厂用不锈钢第45部分：压紧弹性环用

04Cr13Ni5Mo马氏体不锈钢锻件》及NB/T20007.17-2012《压水堆核电厂用不锈钢第17部分：堆内构

件压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件》，同时参考法国压水堆核岛设备设计和建造规则RCC-M(2007版)

中M3205《堆内构件压紧弹簧用Z12CN13的马氏体不锈钢锻件》及美国ASME《锅炉压力容器规范》(2007

版)第Ⅱ卷中SA-182/SA-182M《高温用锻制或轧制合金钢公称管道法兰、锻制管配件、阀门和零件》，

并结合了国内核电工程中马氏体不锈钢锻件制造经验制定。

本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出。

本部分由核工业标准化研究所归口。

本部分由上海电气上重铸锻有限公司负责起草，上海核工程研究设计院有限公司、中国核动力研究

设计院、中广核工程有限公司、中国核电工程有限公司、中国第一重型机械股份公司等5家单位参与起

草。

本部分起草人：陶志勇、陈美芳、董凯、

II

NB/T20007.17—202X

压水堆核电厂用不锈钢

第17部分：堆内构件压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件

1范围

本部分规定了压水堆核电厂堆内构件压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件的制造、试验、检验和验收等

技术要求。

本部分适用于压水堆核电厂堆内构件压紧弹性环用12Cr13NiMo、04Cr13Ni5Mo马氏体不锈钢锻件。

2规范性引用文件

下列文件对于本文件的