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板

NB/T 20007.5-2024 NB能源

现行

标准状态

发布日期

2024-09-24

实施日期

2025-03-24

基础信息

标准号

NB/T 20007.5-2024

批准发布部门

国家能源局

技术归口

中国核电发展中心

制修订

修订

标准分类

中国标准分类号

H40

国际标准分类号

77.140.50

行业分类

电力、热力、燃气及水生产和供应业

标准类别

基础标准

标准分类

能源

标准层级

行业标准

备案信息

备案号

98684-2025

备案日期

2025-03-10

适用范围

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。

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

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

NB/T 20007.5-2024 相关专题

NB/T 20007.5-2024 标准解读

一、核心基础术语释义

  • 奥氏体不锈钢板:指以铁、铬、镍为主要合金元素,室温金相组织呈面心立方结构,经固溶处理后具备优良耐腐蚀性与塑韧性的轧制板材。
  • 核安全级别:依据设备安全功能对放射性包容与事故缓解的关键程度,将承压部件划分为第一、第二、第三级。级别递减对应设计验证严格程度递减。
  • 压水堆核电厂:采用加压轻水作为冷却剂与中子慢化剂,通过蒸汽发生器隔离一回路与二回路的核能动力设施,其结构材料需耐受高温高压水化学环境。

二、专项技术术语解析

  • 晶间腐蚀敏感性:指材料在敏化温度区间停留后,晶界析出富铬碳化物导致晶界贫铬、耐蚀性劣化的倾向。标准规定采用草酸电解浸蚀试验快速筛查,复验执行沸腾硫酸铜法。
  • 固溶处理:将钢板加热至奥氏体化温度区间并保温后实施淬火冷却的热处理工艺,核心目的在于消除冷作应力、溶解晶界析出相,使组织均匀化并恢复规定力学性能。
  • 冲击吸收能量:在标准规定试验温度下,摆锤冲击带缺口试样断裂全过程所消耗的能量值,用于定量表征材料抗低温脆断能力,是核级钢板强制考核指标。

三、易混淆术语区分

对比术语 内涵界定 适用边界
一级与二级设备用板 一级承担放射性物质外逸的首道物理屏障功能;二级负责余热排出或次级冷却功能。 一级要求全覆盖无损检测与更高冲击韧性冗余;二级允许按工艺评定结果优化检测比例。
熔炼分析成品分析 熔炼分析指钢水浇注前炉前取样测定的化学成分;成品分析指钢板交货状态下表面取样复验的成分。 熔炼分析用于冶炼工艺控制;成品分析用于入厂验收与质保追溯,成品允许偏差需在标准公差带内。
标准明确规定成品分析结果不得突破熔炼分析上限,且复验取样须避开表面氧化层与冷变形区,以保证化学成分评价的等效性。

四、术语应用规范

  1. 文书记录:质量证明文件与技术协议必须采用标准原文术语全称,严禁使用企业习惯简称或非标缩写,计量单位与元素符号须遵循国家法定规范。
  2. 检验检测:试验报告中的方法名称、取样方向、判定依据须与标准术语严格对齐,不得替换同义表述,确保数据链条可追溯且符合监管审查要求。
  3. 采购核验:入厂复验环节应以标准术语为唯一判定标尺,核对牌号后缀、交货状态与安全级别代号的一致性,发现术语歧义或越权替代时应执行技术澄清程序。
标准解读不等同于标准原文,应以标准原文为准

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