压水堆核电厂用不锈钢+第21部分：蒸汽发生器传热管支承用马氏体不锈钢板编辑说明

一、任务来源及计划要求

本项目来源于国能综通科技〔2021〕92号。本项目编号：能源20210658，要求于

2022年XX月完成本标准征求意见稿。

二、标准编制组组成

为完成本项标准编制，牵头主编单位中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计

院有限公司、中广核工程有限公司、中国核电工程有限公司、中国第一重型机械股份公

司协商成立标准编制组。编制组由参与二代改进型、AP1000、华龙一号等核电工程项

目的具有丰富设计经验的技术人员组成，详见表1。

表1标准编制组成员名单

序号姓名单位职务/职称负责编写内容

1苏桐中国核动力研究设计院工程师全文

2谈国伟中国核动力研究设计院工程师全文

3李冬慧中国核动力研究设计院高级工程师全文

4

5

6

7

8

9

三、编制原则

本标准是对NB/T20007.21（2012年版）的修订，将NB/T20007.46（2017）的内容

融合至其中，修订遵循下列原则：

本标准的修订，完成标准融合后，可适用于国内自主研发的压水堆核电技术。

标准技术上应适当先进可行，应基于国内现有的蒸汽发生器管子支承板制造技术水

平进行编制。

在参考ASME（2010年版）、RCC-M（2007年版）标准的要求，基于AP1000、华

龙一号等核电工程项目技术指标的基础上，对NB/T20007.21和NB/T20007.46的相关要

求进行融合后编制。

1

本标准按照GB/T1.1-2009的规定起草。

四、编制过程

本标准的编制工作开始于2022年3月。

编制工作启动后，首先进行前期准备工作，包括：成立标准编制组，分解工作任务。

标准编制组根据任务周期安排标准工作进度计划。

随后，编制组针对NB/T20007.21（2012年版）和NB/T20007.46（2017）的规定进行

了技术对比，对蒸汽发生器管子支承板在华龙一号和AP1000核电工程的实际使用情况

进行了调研。

标准编制组根据上述对比结果和调研情况，于2022年6月完成工作组讨论稿。

五、主要技术内容说明

5.1标准总体结构

在标准总体结构上，本次修订将“表面质量检测”章节与“超声波检测”章节合并

为“无损检测”，其他与NB/T20007.21（2012年版）一致。

本次修订后的章节结构如下：

1范围

2规范性引用文件

3制造

4化学成分

5力学性能

6显微组织检验

7无损检测

8缺陷部位的清除和修整

9尺寸检查

10试料保管

11标志

12清洁、包装和运输

13质量证明文件

5.2主要技术差异[N1]

2

在技术内容上，本次修订对NB/T20007.21《压水堆核电厂用不锈钢第21部分：

蒸汽发生器传热管支承用马氏体不锈钢板》主要进行如下修改：

1）增加牌号06Cr13Al，并根据NB/T20007.21的要求，在各章节增加材料06Cr13Al

的技术要求。

2）第2章，规范性引用文件

规范并更新了标准引用。

3）第3章，制造

——第3.2节，结合国内制造水平，冶炼方法改为“应采用电炉冶炼加炉外精炼，

也可采用其它相当或更好的工艺冶炼。”

——第3.3节，参考NB/T20007.46，规定“钢板应热轧成形”；删除“钢锭或连铸

坯的压缩比应等于大于3”。

——第3.4.1节，参考NB/T20007.46，将规定“在奥氏体化和回火保温阶段，热处

理炉的结构和装载特性应能保证钢板温度的测量值相对于名义保温温度的偏差不超过

±15℃”修改为“钢板在热处理保温期间的温度波动不应超过±10℃”。

——第3.4.2节，参考NB/T20007.46，补充奥氏体化、回火工序的保温时间。

4）第4章，化学成分

——第4.2节，参考NB/T20007.46，规定“仲裁分析应按GB/T223适用部分执行”，

规定“熔炼分析应在浇注钢锭时取样分析”。

5）第5章，力学性能

——第5.1节，考虑NB/T20007.21（2012年版）与NB/T20007.46（2017年版）

标准对材料高温拉伸试验性能要求的区别，在规定值中删除高温拉伸试验的性能要求，

该试验改为按合同规定执行。

——第5.2节，结合NB/T20007.21（2012年版）和NB/T20007.46（2017），优化了

取样要求。

表1取样要求对比

NB/T20007.21（2012年版）NB/T20007.46（2017）NB/T20007.21（本次修订）

试料应取自每张钢板邻近应在每张交货状态的钢板应在每张交货状态的钢板

钢锭头部的位置；若是钢板是由两端分别截取一块试料。两端分别截取一块试料。试料应

连铸坯轧制而成，则试料可在轧试料应在钢板1/4宽度处截在钢板1/4宽度处截取，且应分

制方向上任意一端截取。取，且应分别位于钢板中心线的别位于钢板中心线的两侧。应保

试料应在经性能热处理后两侧。应保证试样标距部分距钢证试样标距部分距钢板热处理

3

的交货状态的钢板上截取。试料板热处理端部的距离至少等于端部的距离至少等于钢板的热

须作清晰标识，并标明主轧制方钢板的热处理厚度。处理厚度。

向。当钢板厚度小于等于30mm拉伸、冲击和弯曲试样的纵

试料应具有足够的尺寸，以时，拉伸和冲击试样的轴线应位轴应垂直于主轧制方向，且冲击

便截取全部试验和复试所需的于钢板厚度1/2处；当钢板厚度试样的V型缺口底线应垂直于轧

试样。大于30mm时，拉伸和冲击试样的制表面。

试样应在钢板宽度四分之试样轴线应位于钢板厚度1/4当钢板厚度小于或等于30

一处截取。如不可能时，应尽量处。mm时，拉伸和冲击试样的轴线应

靠近这个部位截取。试样离钢板拉伸、冲击和弯曲试样的轴位于钢板厚度1/2处；当钢板厚

端部的距离至少等于钢板的厚线应垂直于钢板的主加工方向，度大于30mm时，拉伸和冲击试

度。冲击试样缺口底线应垂直于钢样的试样轴线应位于距钢板表

拉伸试样的纵轴应垂直于板表面。面15mm处。弯曲试样应在钢板表

主轧制方向，并应在板厚的六分试料应有足够的尺寸以保面取样。

之一处，或者尽可能靠近这个位证能够加工有关试验和可能的试料应具有足够的尺寸，以

置截取。复试所用的全部试样。便截取全部试验和复试所需的

冲击试样的纵轴应平行于试样。

主轧制方向，试样应取自钢板表

面，且V型缺口底线应垂直于轧

制表面。

弯曲试样的纵轴应垂直于

主轧制方向，并在表面取样。

——第5.3.1节，考虑NB/T20007.21（2012年版）与NB/T20007.46（2017年版）

标准对材料高温拉伸试验要求的区别，将高温拉伸试验统一改为按订货合同要求执行。

6）第7章，无损检测

将“表面质量检测”章节与“超声波检测”章节合并为“无损检测”，并结合国内

工程实际经验，增加渗透检测的要求

7）第12章，清洁、包装和运输

参考NB/T20007.46，细化了相关要求。

六、与现行法规、标准的关系

与本标准关系最密切的现行法规有国务院500号令《民用核安全设备监督管理条例》

以及为贯彻该条例而制定的相关核安全法规。国务院条例及相关法规针对核安全设备的

设计、制造、安装和无损检验活动从监督和管理方面提出了法律要求。国务院条例明确

要求国家建立健全核安全设备标准体系。本标准即是为贯彻我国有关核安全设备的法规

精神、积极完善自主核电机械设备标准体系，而制定或修订的系列标准中的重要组成部

4

分。本标准是针对压水堆核电厂蒸汽发生器管子支承板用不锈钢板材料而制定的明确而

细致的技术规范，本标准与法规要求是协调一致的。

本标准是现行标准的修订，不存在冲突或重复问题。

七、重大分歧意见的处理经过和依据

无。

八、参考资料清单

5

中华人民共和国能源行业标准

NB/T20007.21—XXXX

《压水堆核电厂用不锈钢第21部分：蒸汽发生器传热

管支承用马氏体不锈钢板》

编制说明

（工作组讨论稿）

标准编制组

2022年6月

一、任务来源及计划要求

本项目来源于国能综通科技〔2021〕92号。本项目编号：能源20210658，要求于

2022年XX月完成本标准征求意见稿。

二、标准编制组组成

为完成本项标准编制，牵头主编单位中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计

院有限公司、中广核工程有限公司、中国核电工程有限公司、中国第一重型机械股份公

司协商成立标准编制组。编制组由参与二代改进型、AP1000、华龙一号等核电工程项

目的具有丰富设计经验的技术人员组成，详见表1。

表1标准编制组成员名单

序号姓名单位职务/职称负责编写内容

1苏桐中国核动力研究设计院工程师全文

2谈国伟中国核动力研究设计院工程师全文

3李冬慧中国核动力研究设计院高级工程师全文

4

5

6

7

8

9

三、编制原则

本标准是对NB/T20007.21（2012年版）的修订，将NB/T20007.46（2017）的内容

融合至其中，修订遵循下列原则：

本标准的修订，完成标准融合后，可适用于国内自主研发的压水堆核电技术。

标准技术上应适当先进可行，应基于国内现有的蒸汽发生器管子支承板制造技术水

平进行编制。

在参考ASME（2010年版）、RCC-M（2007年版）标准的要求，基于AP1000、华

龙一号等核电工程项目技术指标的基础上，对NB/T20007.21和NB/T20007.46的相关要

求进行融合后编制。

1

本标准按照GB/T1.1-2009的规定起草。

四、编制过程

本标准的编制工作开始于2022年3月。

编制工作启动后，首先进行前期准备工作，包括：成立标准编制组，分解工作任务。

标准编制组根据任务周期安排标准工作进度计划。

随后，编制组针对NB/T20007.21（2012年版）和NB/T20007.46（2017）的规定进行

了技术对比，对蒸汽发生器管子支承板在华龙一号和AP1000核电工程的实际使用情况

进行了调研。

标准编制组根据上述对比结果和调研情况，于2022年6月完成工作组讨论稿。

五、主要技术内容说明

5.1标准总体结构

在标准总体结构上，本次修订将“表面质量检测”章节与“超声波检测”章节合并

为“无损检测”，其他与NB/T20007.21（2012年版）一致。

本次修订后的章节结构如下：

1范围

2规范性引用文件

3制造

4化学成分

5力学性能

6显微组织检验

7无损检测

8缺陷部位的清除和修整

9尺寸检查

10试料保管

11标志

12清洁、包装和运输

13质量证明文件

5.2主要技术差异[N1]

2

在技术内容上，本次修订对NB/T20007.21《压水堆核电厂用不锈钢第21部分：

蒸汽发生器传热管支承用马氏体不锈钢板》主要进行如下修改：

1）增加牌号06Cr13Al，并根据NB/T20007.21的要求，在各章节增加材料06Cr13Al

的技术要求。

2）第2章，规范性引用文件

规范并更新了标准引用。

3）第3章，制造

——第3.2节，结合国内制造水平，冶炼方法改为“应采用电炉冶炼加炉外精炼，

也可采用其它相当或更好的工艺冶炼。”

——第3.3节，参考NB/T20007.46，规定“钢板应热轧成形”；删除“钢锭或连铸

坯的压缩比应等于大于3”。

——第3.4.1节，参考NB/T200