nbt 20007.24-2013 压水堆核电厂用不锈钢 第24部分:反应堆冷却剂泵蜗壳用奥氏体-铁素体不锈钢承压铸件

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2、B/T20007.24-2013目次前言................................................................................II1范围..............................................................................12规范性引用文件....................................................................13制造...........

3、...................................................................24化学成分..........................................................................35力学性能..........................................................................46品问腐蚀试验........................................

4、..............................67无损检测..........................................................................6-8缺陷消除与修补....................................................................79试料保管..........................................................................810尺寸检查

5、.........................................................................811标志、清洁、包装和运输............................................................812质量证明文件.....................................................................8附录AC规范性附录〉产品和车间评定................................

6、..................9附录BC规范性附录)样件...........................................................13附录c(规范性附录〉缺陷清除区面积与缺陷类别的关系.................................15附录DC规范性附录〉机加工部位缺陷消除区深度与缺陷类别的关系.......................16附录EC规范性附录〉非机加工部位缺陷清除区深度与缺陷类别的关系.....................17NB/T20007.24-2

7、013..1-l-_._目lj~NB厅20007《压水堆核电厂用不锈钢》与NBff20005《压水堆核电厂用联钢和低合金钢》、NB厅20006《压水堆核电厂用合金钢》、NBff20008《压水堆核电厂用其他材料》和NBff20009《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厅20007《压水堆核电厂用不锈钢》分为若干部分,本部分为阳厅20007的第24部分。本部分按照GB厅l.1-2009给出的规则起草。本部分参考RCC-M(2000年版+2002版补选+2005版补选)M3401《用于压水堆冷却剂泵娟壳的

8、不含铝的银铭奥氏体一铁索体不锈钢铸件》相关内容进行编制。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。本部分起草单位:二重

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