ICS77.140.50 CCSH40 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20007.5—2024 代替NB/T20007.5—2021，NB/T20007.51—2018NB 压水堆核电厂用不锈钢 第5部分：1、2、3级设备用奥氏体不锈钢 钢板 Stainlesssteelforpressurizedwaterreactornuclearpowerplants— Part5:austeniticstainlesssteelplatesforClass1,2,3components 2024-09-24发布 2025-03-24实施 国家能源局  发布NB/T20007.5—2024 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订货要求.............................................................................1 5制造.................................................................................2 6化学成分.............................................................................2 7力学性能.............................................................................3 8晶间腐蚀试验.........................................................................5 9金相检验.............................................................................5 10重新热处理..........................................................................5 11表面质量............................................................................5 12无损检测............................................................................5 13缺陷的清除与整修....................................................................6 14尺寸和外形..........................................................................6 15试料保管............................................................................6 16标志、清洁、包装和运输..............................................................6 17质量证明文件........................................................................6NB/T20007.5—2024 Ⅲ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。 本文件是NB/T20007《压水堆核电厂用不锈钢》的第5部分。 本文件代替NB/T20007.5—2021《压水堆核电厂用不锈钢第5部分：1、2、3级奥氏体不锈钢板》与 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/T20007.5—2021为主，整合了NB/T20007.51—2018的主要内容，除结构调整和编辑性改动外，与 20007.5-2021标准相比，主要技术变化如下： ——删除了“GB/T229-2007、NB/T20003.7、NB/T20004-2014”等，增加了“GB/T230.1、GB/T 16702.1—2019”等，其余引用标准按最新标准修改（见第2章）； ——增加了“订货要求”内容（见第4章）； ——更改了奥氏体不锈钢的固溶处理的保温温度（实际温度）范围为1040℃~1150℃（见5.4，2021 版3.4）； ——牌号命名和成分要求按GB/T20878-2007进行了统一（见6.1，2021版4.1）； ——增加了“022Cr19Ni10N、022Cr17Ni12Mo2N”（见6.1，2021版4.1）； ——删除了“B含量要求”（见6.1，2021版4.1）； ——增加了“022Cr19Ni10N、022Cr17Ni12Mo2N”力学性能要求（见7.1，2021版5.1） ——删除了“06Cr18Ni11Ti”室温冲击试验要求（见7.1，2021版5.1） ——增加了硬度试验要求（见7.1，2021版5.1）； ——删除了冲击试验要求，增加了硬度试验要求（见7.1，2021版5.1）。 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、中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计院、中国核 电工程有限公司、上海第一机床厂有限公司。 本文件主要起草人：邓小云、尤磊、王龙、唐亮、朱明冬、王秉熙、杨义忠、韩雨、黄磊、郭宝超 本文件及其所代替文件的历次发布情况为： 2010年首次发布为NB/T20007.5—2010； 2021年第一次修订为NB/T20007.5—2021； 本次为第二次修订，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》的内容。NB/T20007.5—2024 1压水堆核电厂用不锈钢 第5部分：1、2、3级设备用奥氏体不锈钢钢板 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钢板的制造、化学成分、力学性能和验 收等要求。 本文件适用于压水堆核电厂1、2、3级设备用厚度不超过120mm的奥氏体不锈钢钢板。 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/T24511承压设备用不锈钢和耐热钢钢板和钢带 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验第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NB/T20007的本文件号、牌号、尺寸规格和数量、钢板用于制造设备的规范等级 等。订货合同应至少明确以下技术要求： a)钢板尺寸、外形和允许偏差； b)化学成分特殊要求： 1)Co含量 2)B含量 3)Cr含量 c)是否进行高温拉伸试验及试验温度和验收要求； d)其他特殊要求。NB/T20007.5—2