压水堆核电厂用合金钢+第X部分：稳压器一体化封头用锰-镍-钼钢锻件编制说明

压水堆核电厂用合金钢第X部分：

稳压器一体化封头用锰-镍-钼钢锻件编制说明

一、任务来源及计划要求

本项目来源于国家能源局综合司文件（国能科技[2021]92号文）《国家能源局综

合司关于下达2021年能源领域行业标准制修订计划及外文版翻译计划的通知》。本项

目编号：能源20210203，要求制定“压水堆核电厂用合金钢第X部分：稳压器一体

化封头用锰-镍-钼钢锻件”（NB/T20006.X-2023）。本标准综合参考了“压水堆核

电厂用合金钢第11部分：稳压器筒体、封头用锰-镍-钼钢锻件”（NB/T20006.11-

2021）、“压水堆核电厂用合金钢第10部分：稳压器和蒸汽发生器接管及孔盖用锰-

镍-钼钢锻件”（NB/T20006.10-2021）和“压水堆核电厂用合金钢第42部分：安全

级设备用合金钢锻件”（NB/T20006.42-2017）的相关规定。本标准由中广核工程有

限公司牵头起草，生态环境部核辐射与安全中心、中国核动力研究设计院、上海核工

程研究设计院、中国核电工程有限公司参与起草，计划于2023年12月30日前完成本项

目。

二、标准编制组简介

为了顺利完成本部分的编制工作，中广核工程有限公司和生态环境部核辐射与安

全中心、中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计院、中国核电工程有限公司成

立了“压水堆核电厂用合金钢第X部分：稳压器一体化封头用锰-镍-钼钢锻件”核

电标准编制组，编制组成员情况如下：

序号姓名单位性别职务/职称专业

1刘彦章中广核工程有限公司男研高材料

2郭明杰中广核工程有限公司男高工材料

3董义令中广核工程有限公司女高工无损

4曾小川中广核工程有限公司男高工材料

1

5陈振伟中广核工程有限公司男研高材料

6李家康中广核工程有限公司男高工材料

7傅冠桦中广核工程有限公司男高工材料

三、编制原则

NB/T20006.X-2023“压水堆核电厂用合金钢第X部分：稳压器一体化封头用锰

-镍-钼钢锻件”主要参考了RCC-M体系标准：RCC-MM2131(2012版)《稳压器封头和

反应堆压力容器封头用锰-镍-钼合金钢锻件》、RCC-MM2119(2012版)《压水堆部件

用18MND5锰-镍-钼合金钢锻件》和ASME体系标准：ASMEB&PV规范2007版及2008

补遗第Ⅱ卷SA-508《压力容器用经真空处理的淬火加回火碳钢和合金钢锻件》和第

Ⅲ卷NB-2000和ND-2000的相关要求编写。将RCC-M规范和ASME中引用的法国、欧

洲以及美国的化学分析、力学性能和无损检测等方法标准修改为相应的国内标准。整

体上与NB/T规范保持一致，充分考虑国内的工业实践情况，结合我国基础标准“压

水堆核电厂用合金钢第11部分：稳压器筒体、封头用锰-镍-钼钢锻件”（NB/T

20006.11-2021）、“压水堆核电厂用合金钢第10部分：稳压器和蒸汽发生器接管

及孔盖用锰-镍-钼钢锻件”（NB/T20006.10-2021）和“压水堆核电厂用合金钢第

42部分：安全级设备用合金钢锻件”（NB/T20006.42-2017），对标准的部分条文

进行融合、修改、补充和完善，以满足国内核岛机械设备制造的需要。

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10月。

接受编制任务后，首先进行前期准备工作，包括：成立标准编制组织机构，分

解工作任务。以主编单位中广核工程有限公司为主成立标准编制组，标准编制组根

据任务周期安排标准工作进度计划。

2

由于在本标准的编制过程中，RCC-M和ASME中无直接适用于稳压器一体化封头

的技术规范，故当时参考了RCC-M（2012版）M2131《稳压器封头和反应堆压力容器

封头用锰-镍-钼合金钢锻件》、RCC-M（2012版）M2119《压水堆部件用18MND5锰-

镍-钼合金钢锻件》、ASMEB&PV规范2007版及2008补遗第Ⅱ卷SA-508《压力容器

用经真空处理的淬火加回火碳钢和合金钢锻件》进行编制，并参考了华龙一号核电示

范工程的建设经验。

标准编制组对RCC-MM2131、M2119和ASMEB&PV规范2007版及2008补遗第Ⅱ

卷SA-508的技术内容进行了详细分析，并对M2131和M2119在国内核电的实际使用

情况进行调研，根据分析结果和调研情况融合了国内标准“压水堆核电厂用合金钢第

11部分：稳压器筒体、封头用锰-镍-钼钢锻件”（NB/T20006.11-2021）和“压水

堆核电厂用合金钢第10部分：稳压器和蒸汽发生器接管及孔盖用锰-镍-钼钢锻件”

（NB/T20006.10-2021）制定本标准。

本标准经过标准编制组成员的共同努力于2022年10月完成工作组讨论稿。

五、主要技术内容的说明

在本部分编写过程中，参考了NB/T20006.11-2021“压水堆核电厂用合金钢第

11部分：稳压器筒体、封头用锰-镍-钼钢锻件”、NB/T20006.10-2021“压水堆核

电厂用合金钢第10部分：稳压器和蒸汽发生器接管及孔盖用锰-镍-钼钢锻件”以及

NB/T20006.42-2017“压水堆核电厂用合金钢第42部分：安全级设备用合金钢锻

件”，结合国内工程实践经验，同时考虑到我国冶金、机械工业的技术现状，以及核

电厂延寿的预期，适当增加和提高了一些技术要求，详述如下：

（1）删除牌号16MnNiMo，保留牌号18MnNiMo和20MnNiMo。

（2）热处理中，淬火工艺按照NB/T20006.10和NB/T20006.11将温度明确为

850℃～925℃，冷却采用浸水淬火和喷淋淬火。回火工艺取NB/T20006.10、NB/T

20006.11和NB/T20006.42并集，最低回火温度应为635℃，回火保温时间每25mm

最大截面厚度至少0.5h。

（3）对于特厚锻件需要多级奥氏体化时，按照NB/T20006.11规定了多级奥氏

体化的工艺“锻件应先完全奥氏体化并淬火，随后重新加热到临界区温度范围内，以

达到部分奥氏体化，并再次浸水或喷淋淬火。”

3

（4）按照NB/T20006.42，对模拟焊后热处理实际温度应在订货合同中明确。

（5）模拟焊后热处理的加热和冷却控温起始点为NB/T20006.10、NB/T20006.11

和NB/T20006.42中较低起始点400℃。

（6）18MnNiMo钢的化学成分按NB/T20006.10和NB/T20006.11进行规定，

20MnNiMo钢的化学成分C、Mn等元素含量按参考标准并集，C≤0.25%、1.15%≤Mn≤

1.55%、Cr≤0.25%、0.40%≤Ni≤1.00%，P、S元素取交集，按严格控制S≤0.005%、

P≤0.008%。增加H元素含量控制。

（7）力学性能，统一按锻件厚度≤125mm的考核，高温拉伸试验温度定为360℃，

20MnNiMo考核值按NB/T20006.10的规定（NB/T20006.42中20MnNiMo的高温拉伸

强度低于NB/T20006.10中18MnNiMo）。

（8）力学性能，因为NB/T20006.42中只有-20℃冲击试验,0℃和20℃冲击试

验变为可选项，在订货合同中规定。

（9）取样位置参考NB/T20006.42中对复杂锻件的规定，同时增加热缓冲环保

护的规定。

（10）取样方向参考NB/T20006.42的规定，增加上平台能量的冲击试样的缺口

底线应平行于锻件热处理表面的规定。

（9）试验项目和试样数量中按照NB/T20006.43的规定，仅进行模拟焊后热处

理状态下试样的力学性能测试。

（10）拉伸试验、冲击试验标准按最新版执行。

（11）冲击试验的复试条件参考NB/T20006.43进行规定，在不合格试样附近取

样进行双倍复试。

（12）重新热处理，按照NB/T20006.10和NB/T20006.11的规定最多允许2

次重新热处理。

（13）表面质量参考NB/T20006.42进行规定。

（14）无损检测参考NB/T20006.10和NB/T20006.11，增加渗透检测，检验方

案按照最新版标准NB/T20003.4—2021和NB/T20003.5—2021执行，验收准则参考

标准融合组的会议纪要。

（15）超声检测的检验方法按NB/T20003.2-2021执行，验收准则参考标准融合

组的会议纪要。

4

（16）因为取样位置参考NB/T20006.42，取消附录取样图。

六、与国外同类标准水平的对比分析

国外同类标准有法国RCC-MM2131(2012版)《压水堆核电厂用合金钢第10部分：

稳压器和蒸汽发生器接管及孔盖用锰-镍-钼钢锻件》和RCC-M（2012版）M2119《压

水堆部件用18MND5锰-镍-钼合金钢锻件》中的相应要求。本部分将化学分析、力学

性能和无损检测等方法标准修改为相应的国内标准，并结合国内核电工程的设计和制

造经验而制定，整体上与国外标准相当保持一致。

七、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、积极完善压水堆核电厂机械设备标准体系，而制定或修订的系列标

准中的重要组成部分。本标准是针对压水堆核电厂稳压器一体化封头用材料而制定的

明确而细致的技术规范，本标准与法规要求是协调一致的。

本标准是新标准的制定，不存在冲突或重复问题。

八、贯彻标准的要求和措施建议

建议本部分以推荐性行业标准发布，本部分适用于压水堆核电厂稳压器一体化

封头用锰-镍-钼钢锻件的制造、试验、检验和验收等要求，也可为核电厂和常规电

厂其他低合金钢锻件提供参考。

九、重大分歧意见的处理经过和依据

本部分编制过程中未涉及。

十、参考资料清单

5

GB/T223钢铁及合金化学分析方法

GB/T228.1—2021金属材料拉伸试验第1部分：室温试验方法

GB/T228.2金属材料拉伸试验第2部分：高温试验方法

GB/T229—2020金属材料夏比摆锤冲击试验方法

GB/T232金属材料弯曲试验方法

GB/T247锻件和钢带包装、标志及质量证明书的一般规定

GB/T709—2006热轧锻件和钢带的尺寸、外形、重量及允许偏差

GB/T4336碳素钢和中低合金钢火花源原子发射光谱分析方法（常规法)

GB/T5313厚度方向性能锻件

GB/T6394金属平均晶粒度测定方法

GB/T10561—2005钢中非金属夹杂物含量的测定标准评级图显微检验法

GB/T12778金属夏比冲击断口测定方法

GB/T13298金属显微组织检验方法

GB/T14265金属材料中氢、氧、氮、碳和硫分析方法通则

GB/T16702—2019压水堆核电厂核岛机械设备设计规范

GB/T20066钢和铁化学成分测定用试样的取样和制样方法

GB/T20123钢铁总碳硫含量的测定高频感应炉燃烧后红外吸收法（常规方法）

GB/T20124钢铁氮含量的测定惰性气体熔融热导法（常规方法）

GB/T20125低合金钢多元素含量的测定电感耦合等离子体原子发射光谱法

NB/T20003.2—2021核电厂核岛机械设备无损检测第2部分：超声检测

NB/T20003.4—2021核电厂核岛机械设备无损检测第4部分：渗透检测

NB/T20003.5—2021核电厂核岛机械设备无损检测第5部分：磁粉检测

NB/T20004—2014核电厂核岛机械设备材料理化检验方法

6

能源行业核电标准

压水堆核电厂用合金钢

第X部分：稳压器一体化封头用锰-镍-钼钢锻件

编制说明

（征求意见稿）

标准编制组

2022年12月

压水堆核电厂用合金钢第X部分：

稳压器一体化封头用锰-镍-钼钢锻件编制说明

一、任务来源及计划要求

本项目来源于国家能源局综合司文件（国能科技[2021]92号文）《国家能源局综

合司关于下达2021年能源领域行业标准制修订计划及外文版翻译计划的通知》。本项

目编号：能源20210203，要求制定“压水堆核电厂用合金钢第X部分：稳压器一体

化封头用锰-镍-钼钢锻件”（NB/T20006.X-2023）。本标准综合参考了“压水堆核

电厂用合金钢第11部分：稳压器筒体、封头用锰-镍-钼钢锻件”（NB/T20006.11-

2021）、“压水堆核电厂用合金钢第10部分：稳压器和蒸汽发生器接管及孔盖用锰-

镍-钼钢锻件”（NB/T20006.10-2021）和“压水堆核电厂用合金钢第42部分：安全

级设备用合金钢锻件”（NB/T20006.42-2017）的相关规定。本标准由中广核工程有

限公司牵头起草，生态环境部核辐射与安全中心、中国核动力研究设计院、上海核工

程研究设计院、中国核电工程有限公司参与起草，计划于2023年12月30日前完成本项

目。

二、标准编制组简介

为了顺利完成本部分的编制工作，中广核工程有限公司和生态环境部核辐射与安

全中心、中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计院、中国核电工程有限公司成

立了“压水堆核电厂用合金钢第X部分：稳压器一体化封头用锰-镍-钼钢锻件”核

电标准编制组，编制组成员情况如下：

序号姓名单位性别职务/职称专业

1刘彦章中广核工程有限公司男研高材料

2郭明杰中广核工程有限公司男高工材料

3董义令中广核工程有限公司女高工无损

4曾小川中广核工程有限公司男高工材料

1

5陈振伟中广核工程有限公司男研高材料

6李家康中广核工程有限公司男高工材料

7傅冠桦中广核工程有限公司男高工材料

三、编制原则

NB/T20006.X-2023“压水堆核电厂用合金钢第X部分：稳压器一体化封头用锰

-镍-钼钢锻件”主要参考了RCC-M体系标准：RCC-MM2131(2012版)《稳压器封头和

反应堆压力容器封头用锰-镍-钼合金钢锻件》、RCC-MM2119(2012版)《压水堆部件

用18MND5锰-镍-钼合金钢锻件》和ASME体系标准：ASMEB&PV规范2007版及2008

补遗第Ⅱ卷SA-508《压力容器用经真空处理的淬火加回火碳钢和合金钢锻件》和第

Ⅲ卷NB-2000和ND-2000的相关要求编写。将RCC-M规范和ASME中引用的法国、欧

洲以及美国的化学分析、力学性能和无损检测等方法标准修改为相应的国内标准。整

体上与NB/T规范保持一致，充分考虑国内的工业实践情况，结合我国基础标准“压

水堆核电厂用合金钢第11部分：稳压器筒体、封头用锰-镍-钼钢锻件”（NB/T

20006.11-2021）、“压水堆核电厂用合金钢第10部分：稳压器和蒸汽发生器接管

及孔盖用锰-镍-钼钢锻件”（NB/T20006.10-2021）和“压水堆核电厂用合金钢第

42部分：安全级设备用合金钢锻件”（NB/T20006.42-2017），对标准的部分条文

进行融合、修改、补充和完善，以满足国内核岛机械设备制造的需要。

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10月。

接受编制任务后，首先进行前期准备工作，包括：成立标准编制组织机构，分

解工作任务。以主编单位中广核工程有限公司为主成立标准编制组，标准编制组根

据任务周期安排标准工作进度计划。

2

由于在本标准的编制过程中，RCC-M和ASME中无直接适用于稳压器一体化封头

的技术规范，故当时参考了RCC-M（2012版）M2131《稳压器封头和反应堆压力容器

封头用锰-镍-钼合金钢锻件》、RCC-M（2012版）M2119《压水堆部件用18MND5锰-

镍-钼合金钢锻件》、ASMEB&PV规范2007版及2008补遗第Ⅱ卷SA-508《压力容器

用经真空处理的淬火加回火碳钢和合金钢锻件》进行编制，并参考了华龙一号核电示

范工程的建设经验。

标准编制组对RCC-MM2131、M2119和ASMEB&PV规范2007版及2008补遗第Ⅱ

卷SA-508的技术内容进行了详细分析，并对M2131和M2119在国内核电的实际使用

情况进行调研，根据分析结果和调研情况融合了国内标准“压水堆核电厂用合金钢第

11部分：稳压器筒体、封头用锰-镍-钼钢锻件”（NB/T20006.11-2021）和“压水

堆核电厂用合金钢第10部分：稳压器和蒸汽发生器接管及孔盖用锰-镍-钼钢锻件”

（NB/T20006.10-2021）制定本标准。

本标准经过标准编制组成员的共同努力于2022年10月完成工作组讨论稿。

五、主要技术内容的说明

在本部分编写过程中，参考了NB/T20006.11-2021“压水堆核电厂用合金钢第

11部分：稳压器筒体、封头用锰-镍-钼钢锻件”、NB/T20006.10-2021“压水堆核

电厂用合金钢第10部分：稳压器和蒸汽发生器接管及孔盖用锰-镍-钼钢锻件”以及

NB/T20006.42-2017“压水堆核电厂用合金钢第42部分：安全级设备用合金钢锻

件”，结合国内工程实践经验，同时考虑到我国冶金、机械工业的技术现状，以及核

电厂延寿的预期，适当增加和提高了一些技术要求，详述如下：

（1）删除牌号16MnNiMo，保留牌号18MnNiMo和20MnNiMo。

（2）热处理中，淬火工艺按照NB/T20006.10和NB/T20006.11将温度明确为

850℃～925℃，冷却采用浸水淬火和喷淋淬火。回火工艺取NB/T20006.10、NB/T

20006.11和NB/T20006.42并集，最低回火温度应为635℃，回火保温时间每25mm

最大截面厚度至少0.5h。

（3）对于特厚锻件需要多级奥氏体化时，按照NB/T20006.11规定了多级奥氏

体化的工艺“锻件应先完全奥氏体化并淬火，随后重新加热到临界区温度范围内，以

达到部分奥氏体化，并再次浸水或喷淋淬火。”

3

（4）按照NB/T20006.42，对模拟焊后热处理实际温度应在订货合同中明确。

（5）模拟焊后热处理的加热和冷却控温起始点为NB/T20006.10、NB/T20006.11

和NB/T20006.42中较低起始点400℃。

（6）18MnNiMo钢的化学成分按NB/T20006.10和NB/T20006.11进行规定，

20MnNiMo钢的化学成分C、Mn等元素含量按参考标准并集，C≤0.25%、1.15%≤Mn≤

1.55%、Cr≤0.25%、0.40%≤Ni≤1.00%，P、S元素取交集，按严格控制S≤0.005%、

P≤0.008%。增加H元素含量控制。

（7）力学性能，统一按锻件厚度≤125mm的考核，高温拉伸试验温度定为360℃，

20MnNiMo考核值按NB/T20006.10的规定（NB/T20006.42中20MnNiMo的高温拉伸

强度低于NB/T20006.10中18MnNiMo）。

（8）力学性能，因为NB/T20006.42中只有-20℃冲击试验,0℃和20℃冲击试

验变为可选项，在订货合同中规定。

（9）取样位置参考NB/T20006.42中对复杂锻件的规定，同时增加热缓冲环保

护的规定。

（10）取样方向参考NB/T20006.42的规定，增加上平台能量的冲击试样的缺口

底线应平行于锻件热处理表面的规定。

（9）试验项目和试样数量中按照NB/T20006.43的规定，仅进行模拟焊后热处

理状态下试样的力学性能测试。

（10）拉伸试验、冲击试验标准按最新版执行。

（11）冲击试验的复试条件参考NB/T20006.43进行规定，在不合格试样附近取

样进行双倍复试。

（12）重新热处理，按照NB/T20006.10和NB/T20006.11的规定最多允许2

次重新热处理。

（13）表面质量参考NB/T20006.42进行规定。

（14）无损检测参考NB/T20006.10和NB/T20006.11，增加渗透检测，检验方

案按照最新版标准NB/T20003.4—2021和NB/T20003.5—2021执行，验收准则参考

标准融合组的会议纪要。

（15）超声检测的检验方法按NB/T20003.2-2021执行，验收准则参考标准融合

组的会议纪要。

4

（16）因为取样位置参考NB/T20006.42，取消附录取样图。

六、与国外同类标准水平的对比分析

国外同类标准有法国RCC-MM2131(2012版)《压水堆核电厂用合金钢第10部分：

稳压器和蒸汽发生器接管及孔盖用锰-镍-钼钢锻件》和RCC-M（2012版）M2119《压

水堆部件用18MND5锰-镍-钼合金钢锻件》中的相应要求。本部分将化学分析、力学

性能和无损检测等方法标准修改为相应的国内标准，并结合国内核电工程的设计和制

造经验而制定，整体上与国外标准相当保持一致。

七、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