ICS 77.140.85 CCS H 46 中华人民共和国 能源行业标准 NB/T 20006.16 —2021 代替 NB/T 20006.16 —2013 NB 压水堆核电厂用合金钢 第16部分：核岛设备支承构件用 锰-镍-钼钢厚钢板 Alloy Steel for pressurized water reactor power plants — Part 16: Mn -Ni-Mo steel plates for nuclear island equipment supports 2020 - 01 - 07发布 2020 - 07 - 01实施 国家能源局 发布 NB/T 20006.16 —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 ................................ ................................ ............... 1 5 化学成分 ................................ ................................ ........... 2 6 力学性能和工艺性能 ................................ ................................ . 3 7 金相检验 ................................ ................................ ........... 6 8 重新热处理 ................................ ................................ ......... 6 9 无损检测 ................................ ................................ ........... 6 10 缺陷的清除与修整 ................................ ................................ .. 7 11 尺寸和外形 ................................ ................................ ........ 7 12 试料保管 ................................ ................................ .......... 7 13 标志、清洁、包装和运输 ................................ ............................ 7 14 质量证明文件 ................................ ................................ ...... 7 NB/T 20006.16 —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 16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。 本文件替代 NB/T 20006.16 —2013《压水堆核电厂用合金钢 第16部分：稳压器支承构件用锰 -镍-钼 钢厚钢板》，与 NB/T 20006.16 —2013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，2013年版第1章）； —— 更改了热处理保温温差 要求（见4.4.1，2013年版3.4）； —— 更改了高温拉伸试验数量（见表 4，2013年版表3）； 本文件由 能源行业核电标准化技术委员会 提出。 NB/T 20006.16 —2021 IV 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，宝山钢铁股份有限公司、中国核动力研究设计院。 本文件主要起草人： 尤磊、邓小云、李学军、张汉谦、汤臣杭。 本部分所代替标准的历次版本发布情况为： —— NB/T 20006.16 —2013。 NB/T 200 06.16—2021 1 压水堆核电厂用合金钢 第16部分：核岛设备支承构件用 锰-镍-钼钢厚钢板 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂核岛设备支承构件用锰 -镍-钼钢厚钢板的制造、化学成分、力学性能、 试验方法、无损检测等技术要求。 本文件适用于压水堆核电厂核岛设备支承构件用 16MnNiMo 和18MnNiMo 合金钢厚钢板。 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/T 223 钢铁及合金化学分析方法 GB/T 228.1 —2010 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 —2007 金属材料 夏比摆锤冲击试验方法 GB/T 232 金属材料 弯曲试验方法 GB/T 4336 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/T 5313 厚度方向性能钢板