ICS 23. 040. 60 J15 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20007.12-2019 代替NB/T20007.12-2013 压水堆核电厂用不锈钢 第12部分：用填充金属焊接的 1、2、3级奥氏体不锈钢对焊管件 Stainless steel for pressurizedwater reactor nuclear power plantPart12: Class 1 2 and3 austenitic stainless steel pipe-fittings welded with fillermetal 2019-12-30发布 2020-07-01实施 国家能源局发布
NB/T 20007.12-2019 目次 前言.... 1范围， 2规范性引用文件 3订货要求 4基体材料， 5制造.. 6力学性能 7品间腐蚀试验 8重新热处理 9表面质量. 10焊接区的无损检测 11缺陷的清除与修整， 12水压试验， 13尺寸和外形检查， 14试料保管， 15标志、清洁、包装和运输 16质量证明文件，
NB/T 20007.12-2019 前言 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.
NB/T20007《压水堆核电厂用不锈钢》分为若干部分，本部分为NB/T20007的第12部分.
本部分按照GB/T1.1-2009给出的规则起草.
本部分代替NB/T20007.12-2013《压水堆核电厂用不锈钢第12部分：用填充金属焊接的1、2、3级 奥氏体对焊不锈钢管件》，与NB/T20007.12-2013相比，除编辑性修改外主要技术变化如下： -增加了正文引用的标准GB/T228.1-2010、GB/T229-2007（见第2章）； 删除了B含量要求（见第3章，2013版第3章）； 一增加了制造文件的内容（见5.1）： 修改了热处理和交货状态的描述（见5.4，2013版5.3）： 一删除了基体材料力学性能验收试验（见2013版6.1.1）： -修改了组批规则的描述（见6.1.3.1.2013版6.1.4.1）； 一修改了试验项目和数量的描述（见6.1.3.2，2013版6.1.4.2）： -一增加了力学性能试样的内容（见6.1.3.3）： 一增加了复试的内容（见6.3）； 一增加了品间腐蚀试验的内容（见第7章）： 一修改了重新热处理的描述（见第8章，2013版6.3）： 一修改了表面质量的描述（见第9章，2013版第7章）： 修改了缺陷的清除与修整的描述（见第11章，2013版第9章）： 一修改了水压试验的描述，将设计验证标准改为GB/T12459（见第12章，2013版第11章）： 一修改了尺寸和外形检查的描述（见第13章，2013版第10章）： 一增加了试料保管的内容（见第14章）： 一部分章节号进行了调整.
本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出.
本部分由核工业标准化研究所归口.
本部分由中国核电工程有限公司负责起草，深圳中广核工程设计有限公司参与起草.
本部分主要起草人：袁炜、蔡敏、刘蔚、黄代力、孙广.
本部分所代替标准的历次版本发布情况为： -NB/T20007.122013 II
NB/T 20007. 12-2019 压水堆核电厂用不锈钢 第12部分：用填充金属焊接的1、2、3级奥氏体不锈钢对焊管件 1范围 本部分规定了压水堆核电厂用填充金属焊接的1级、2级、3级奥氏体不锈钢对焊管件的基体材料、 制造、力学性能的检验和验收等技术要求.
本部分适用于压水堆核电厂用填充金属焊接且公称壁厚不超过50mm的1级、2级、3级类氏体不锈 钢对焊管件.
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（包括的修改单）适用于本文件.
GB/T228.1-2010金属材料拉伸试验第1部分：室温试验方法（ISO6892-1:2009，MOD） GB/T229-2007金属材料夏比摆链冲击试验方法（ISO148-1:2006，MOD） GB/T12459钢制对焊管件类型与参数 NB/T20001-2013压水堆核电厂核岛机械设备制造规范 NB/T20002.3-2013压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3部分：焊接工艺评定 NB/T20002.5压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第5部分：制造车间评定 NB/T20002.6-2013压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第6部分：产品焊接 NB/T20003.3-2010核电厂核岛机械设备无损检测第3部分：射线检测 NB/T20003.42010核电厂核岛机械设备无损检测第4部分：渗透检测 NB/T20003.7-2010核电厂核岛机械设备无损检测第7部分：目视检测 NB/T20004-2014压水堆核电厂核岛机械设备理化检验规范 NB/T20007.5-2010压水堆核电厂用不锈钢第5部分：1级、2级、3级奥氏体不锈钢钢板 3订货要求 订货合同中应注明本部分标准编号、牌号、管件等级、制造方式、交货状态和数量等.
订货合同中应明确以下技术要求： a）化学成分的特殊要求（Cr含量，Co含量）； b）是否需要进行高温拉伸试验： c）焊接区外的基体材料是否需要进行晶间腐蚀试验： d）管件的尺寸、外形及允许偏差的要求； e）标志、清洁、包装和运输要求： f）其他要求.
4基体材料
NB/T 20007.12-2019 制造管件所用钢板应满足NB/T20007.5-2010中相同牌号和相同等级钢板的规定.
5制造 5.1制造文件 管件制造前，制造厂应编制一份制造大纲，并对制造过程的各个关键工序，如焊接、热处理、取样 和无损检测等编制文件.
5.2管件成形 管件的成形应按NB/T20001-2013中第7章的规定执行.
5.3焊接 管件的焊接应按照NB/T20002.6-2013的规定进行，并满足下列要求： --待焊接表面应按NB/T20003.7-2010的规定进行目视检测： 一对于公称壁厚大于25mm的1级、2级焊接管件，待焊接表面应按NB/T20003.4-2010的规 定进行渗透检测.
5.4热处理和交货状态 如果管件冷成形的最大变形率小于等于10%，管件可不进行固落处理.
如果管件冷成形的最大变形率大于10%，小于15%，应按NB/T20001-2013中A.2进行评定.
如果管件冷成形的最大变形率大于等于15%或采用热成形时，管件成形后应进行固溶处理，固溶处 理实际温度范围应在1050℃~1150℃之间.
热处理保温温度及其偏差、保温时间、加热速率和冷却方法等应记录并列入质量证明文件.
管件热 处理保温期间的最大允许温度偏差为±10℃.
管件应在酸洗、钝化后交货.
6力学性能 6.1焊接区外基体材料的力学性能 6.1.1规定值 力学性能的规定值应与NB/T20007.5-2010中相同牌号材料的规定值相同.
6.1.2取样 每批管件截取一块试料，该试料应取自固溶处理管件或延长段，试料在管件上应距焊接区约90°的 位置截取.
试料应具有足够的尺寸，以便截取全部试验及可能复试所需的试样.
拉伸和冲击试样的级轴应优先垂直于钢板的最终轧制方向，试样纵轴在厚度方向上的位置或试样纵 轴的位置要求见NB/T20007.5-2010中5.2.4，试样的有用部分距管件热处理端部的距离不应小于管件的 最大壁厚.
试样的有用部分距试料热切割边缘距离至少为管件的厚度.
冲击试样的缺口底线应垂直于管 件的表面.
试样应采用机加工方法截取.
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