NB/T 20007.8-2017 代替NB/T 20007.8—2010
压水堆核电厂用不锈钢第8部分∶1、2、3级奥氏体不锈钢无缝钢管
Stainless steel for pressurized water reactor power plant——Part 8:Class 1, 2 and 3 austenitic stainless steel seamless pipes
2017-10-01实施
2017-04-01发布
前 言
NB/T20007《压水堆核电厂用不锈钢》与NB/T 20005《压水堆核电厂用碳钢和低合金钢》、NB/T 20006《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8部分。本部分按照GB/T 1.1——2009给出的规则起草。
本部分代替NB/T20007.8-2010《压水堆核电厂用不锈钢 第8部分∶1、2、3级奥氏体不锈钢无缝钢管》，与NB/T20007.8-2010相比，除编辑性修改外，主要技术变化如下∶
——修改了制造文件的内容（见4.1和2010版的4.1）
——修改了成形的内容（见4.3和2010版的4.3）;
——修改了热处理和交货状态的内容（见4.4和2010版4.4）
——修改了1级钢管的室温冲击吸收能量（见6.1表2注c和2010版7.1表2）
——修改了取样的内容（见6.2和2010版 7.2）
——修改了试验项目和数量的内容（见6.3.2表3和2010版7.3.2表3）
——修改了高温拉伸试验的内容，将"从试验开始至达到屈服强度期间"修改为"从试验开始至达 到屈服后"见（6.3.3.1和2010版7.3.3.2）
——修改了复试的内容（见6.4和和2010版7.3.3.1、7.3.3.2、7.3.3.3、7.3.3.4和7.3.3.5）
——修改了晶间腐蚀试验的内容（见7和2010版6）
——修改了金相检验的内容（见8和2010版 7.3.3.6）
——增加了非金属夹杂物检验的要求（见8.2）;
——删除了钢管表面粗糙度的要求（见2010版8）
——删除了辅助管道和其他用途管道缺陷检查的内容（2010版9.1）
——修改了涡流检测的内容（见11.2和2010版9.2）
——删除了尺寸、外形、重量和允许偏差的内容（见2010版11）;
——修改了标志的内容（见16和2010版13）
——增加了试料保管的内容（见15）;
——修改了质量证明文件的内容（见17和2010版15）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。