NB/T 20007.50-2018.Stainless steel for pressurized water reactor nuclear power plants-Part 50: Austenitic stainless steel forgings for nuclear safetyrelated components.
1范围
NB/T 20007.50规定了压水堆核电厂安全级设备用奥氏体不锈钢锻件的制造、检验和验收等要求。
NB/T 20007.50适用于压水堆核电厂反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、安注箱、堆内构件、堆芯补水箱、正常余热排出热交换器、非能动余热排出热交换器、反应堆冷却剂泵( 湿绕组泵)高压电机冷却器和反应堆冷却剂泵(屏蔽泵)外置热交换器等安全级设备用奥氏体不锈钢锻件。
NB/T 20007.50不适用于堆内构件上部支承板、上部支承法兰、底板、吊篮筒体法兰、均流板、堆芯支承下板部件用锻件。
2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅注日期的版本适用于本文件。凡是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(ISO 6892- 1:2009，MOD)
GB/T228.2金属材料 拉伸试验第2部分: 高温试验方法(GB/T 228. 2-2015, ISO 6892-2:2011,MOD)
3制造
3.1 制造文件
锻件制造前，锻件制造厂应编制一份说明冶炼、锻造和热处理等操作的文件。
3.2 冶炼
应采用电炉冶炼加炉外精炼或电渣重熔，也可采用其他相当或更好的工艺冶炼。
NB/T 20007.50-2018 压水堆核电厂用不锈钢第50部分:安全级设备用奥氏体不锈钢锻件
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