ICS 77.140.85 CCS H 43 中华人民共和国 能源行业标准 NB/T 20006.1—2021 代替 NB/T 20006.1-2011 NB 压水堆核电厂用合金钢 第1部分：承受强辐照的反应堆压力容器 筒体用锰 -镍-钼钢锻件 Alloy steel for pressurized water reactor nuclear power plants — Part 1: Manganese -Nickel -Molybdenum steel forgings for reactor pressure vessel shells in the beltline regio n 2021 - 01 - 07发布 2021 - 07 - 01实施 国家能源局 发布 NB/T 20006.1 —2021 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 制造 ................................ ................................ ............... 2 5 化学成分 ................................ ................................ ........... 3 6 力学性能 ................................ ................................ ........... 4 7 金相检验 ................................ ................................ ........... 7 8 重新热处理 ................................ ................................ ......... 7 9 无损检测 ................................ ................................ ........... 7 10 缺陷的清除与修整 ................................ ................................ .. 8 11 尺寸和外形 ................................ ................................ ........ 8 12 母材见证件 ................................ ................................ ........ 8 13 试料保管 ................................ ................................ .......... 9 14 标志、清洁、包装和运输 ................................ ............................ 9 15 质量证明文件 ................................ ................................ ...... 9 NB/T 20006.1 —2021 III 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 20006《压水堆核电厂用合金钢》与 NB/T 20005 《压水堆核电厂用碳钢和低合金钢》、 NB/T 20007 《压水堆核电厂用不锈钢》、 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。 本文件是 NB/T 20006 《压水堆核电厂用合金钢》的第 1部分。NB/T 20006 已经发布了以下部分： —— 第1部分：承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第2部分：不承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第3部分：反应堆压力容器过渡段和法兰用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第4部分：反应堆压力容器接管嘴用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第5部分：反应堆压力容器封头用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第6部分：蒸汽发生器管板用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第7部分：蒸汽发生器筒体用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第8部分：蒸汽发生器上封头用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第9部分：蒸汽发生器水室封头用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第10部分：稳压器和蒸汽发生器接管及孔盖用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第11部分：稳压器筒体、封头用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第12部分：反应堆冷却剂泵主法兰用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第13部分：反应堆冷却剂泵电动机轴系合金钢锻件； —— 第14部分：1级设备螺栓紧固件用含钒或不含钒的镍 -铬-钼钢锻件； —— 第15部分：承压边界用锰 -镍-钼钢厚钢板； —— 第16部分：核岛设备支承构件用锰 -镍-钼钢厚钢板； —— 第17部分：反应堆压力容器法兰 -接管段用锰 -镍-钼钢锻件； —— 第18部分：反应堆压力容器整体顶盖用锰 -镍-钼合金钢锻件； —— 第19部分：反应堆冷却剂泵泵壳用锰 -镍-钼合金钢锻件； —— 第31部分：安全壳用 10MnNiMo 钢板； —— 第32部分：安全壳机械贯穿件用 15Cr1Mo锻件； —— 第33部分：蒸汽发生器用 10Cr1Mo钢管； —— 第34部分：蒸汽发生器用 10Cr1Mo管配件； —— 第35部分：蒸汽发生器用 10Cr2Mo1 钢棒； —— 第36部分：反应堆压力容器堆芯区用 19MnNiMo 锻件； —— 第37部分：反应堆压力容器非堆芯区用 19MnNiMo 锻件； —— 第38部分：堆芯补水箱用 19MnNiMo 锻件； —— 第39部分：一体化堆顶组件棒材； —— 第40部分：一体化堆顶组件锻件； —— 第41部分：反应堆压力容器螺栓、螺母和垫 圈用钢棒； —— 第42部分：安全级设备合金钢锻件； —— 第43部分：安全级设备用合金钢板； —— 第44部分：安全级设备螺栓用合金钢棒。 NB/T 20006.1 —2021 IV 本文件替代NB/T 20006.1—2011《压水堆核电厂用合金钢 第1部分：承受强辐照的反应堆压力容 器筒体用锰 -镍-钼钢锻件》，与 NB/T 20006.1—2011相比，除结构调整和编辑性改动外， 主要技术变化 如下： ——更改了锻件总锻造 比（见4.4，2011年版的3.4）； ——增加了回火保温时间 的相关要求 （见4.6.1）； ——更改了实际保温温度 的相关要求（见4.6.2）； ——增加了热处理及交货状态的相关要求 （见4.6.3）； ——更改了P、S元素的成分要求 （见表1，2011年版的表 1）； ——更改了冲击试验0 ℃下的规定值及取样方向（见表2、表3，2011年版的表 2、表3）； ——增加了锻件尾部与头部的表述方法 （见6.2）； ——更改了冲击试验方法 相关要求 （见6.3.2.2，2011年版的5.4.2）； ——增加了RTNDT温度测定 相关要求 （见6.3.2.3）； ——增加了金相检验试样状态 相关要求 （见7.1）； ——增加了试料保管 相关要求 （见13章）； 本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本文件起草 单位：中国一重天津重型装备工程研究有限 公司、中广核工程 设计有限 公司、中国核动 力研究设计院、上海核工程研究设计院。 本文件由核工业标准化研究所归口。 本文件主要起草人： 李家驹、王玉红、李少飞、尤磊 、罗英、马姝丽、李辉 、丘阳、董元元 。 本文件所替代标准的历次版本发布情况为： NB/T 20006. 1—2011。 NB/T 20006.1 —2021 1 压水堆核电厂用合金钢 第1部分：承受强辐照的反应堆压力容器 筒体用锰 -镍-钼钢锻件 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰 -