NB/T 20007.51-2018.Stainless steel for pressurized water reactor nuclear power plants-Part 51: Austenitic stainless steel plates for nuclear safety related components.
1范围
NB/T 20007.51规定了压水堆核电厂安全级设备用奥氏体不锈钢板的制造、检验和验收等要求。
NB/T 20007.51适用于压水堆核电厂堆内构件、蒸汽发生器、稳压器、堆芯补水箱、非能动余热排出热交换器等安全级设备用奥氏体不锈钢板。
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/T223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/T 228.2金属材料拉伸试验第2部分: 高温拉伸试验方法(GB/T 228.2-2015, ISO 6892-2:2011, MOD)
GB/T 230.1金属材料 洛氏硬度试验 第1部分: 试验方法(A、B、C、D、E、F、G、H、K、N、T标尺) (GB/T 230.1-2009, IsO 6508-1 :2005, MOD)
GB/T 5313厚度方向性能钢板
GB/T 6394金属 平均晶粒度测定方法
NB/T 20007.51-2018 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
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