标准编号：NB/T 20007.50-2018
标准名称：压水堆核电厂用不锈钢 第50部分：安全级设备用奥氏体不锈钢锻件
英文名称：Stainless steel for pressurized water reactor nuclear power plants-Part 50: Austenitic stainless steel forgings for nuclear safetyrelated components
发布部门：国家能源局
起草单位：上海核工程研究设计院有限公司、苏州热工研究院有限公司、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、二重集团（德阳）重型装备股份有限公司、上海电气核电设备有限公司、中国核动力研究设计院
标准状态：现行
发布日期：2018-12-10
实施日期：2019-04-01
标准格式：PDF
内容简介
本部分规定了压水堆核电厂安全级设备用奥氏体不锈钢锻件的制造、检验和验收等要求。
本部分适用于压水堆核电厂反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、安注箱、堆内构件、堆芯补水箱、正常余热排出热交换器、非能动余热排出热交换器、反应堆冷却剂泵（湿绕组泵）高压电机冷却器和反应堆冷却剂泵（屏蔽泵）外置热交换器等安全级设备用奥氏体不锈钢锻件。
本部分不适用于堆内构件上部支承板、上部支承法兰、底板、吊篮筒体法兰、均流板、堆芯支承下板部件用锻件。
本部分适用于压水堆核电厂反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、安注箱、堆内构件、堆芯补水箱、正常余热排出热交换器、非能动余热排出热交换器、反应堆冷却剂泵（湿绕组泵）高压电机冷却器和反应堆冷却剂泵（屏蔽泵）外置热交换器等安全级设备用奥氏体不锈钢锻件。
本部分不适用于堆内构件上部支承板、上部支承法兰、底板、吊篮筒体法兰、均流板、堆芯支承下板部件用锻件。
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