《压水堆核电厂用不锈钢 第7部分：安全级支承用奥氏体不锈钢钢板和钢带编制说明》

一、任务来源及计划要求

根据国能综合通用科技【2023】111号“国家能源局综合司关于印发2023年能源行

业核电标准制(修)订计划及核电标准英文版翻译出版计划的通知”要求，修订NB/T

20007.7-2012《压水堆核电厂用不锈钢第7部分：安全级支承用奥氏体不锈钢钢板和钢

带》，本项目编号：能源20231080，制修订周期为两年。

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、参编单位上海核工程

研究设计院股份有限公司、中广核工程有限公司、中国核电工程有限公司、中国原子能

科学研究院、中国宝武钢铁集团有限公司、酒泉钢铁（集团）有限公司协商成立《安全

级支承用奥氏体不锈钢钢板和钢带》标准编制组，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王莹中国核动力研究设计院副研究员全文

2上海核工程研究设计院股份有限公司全文

3何翠竹中广核工程有限公司高级工程师全文

4叶帆中广核工程有限公司助理工程师无损检测

5中国核电工程有限公司全文

6中国原子能科学研究院全文

7中国宝武钢铁集团有限公司全文

8酒泉钢铁（集团）有限公司全文

三、编制原则

本标准是对20007.7-2012的修订，其修订遵循下列原则：

本标准技术上应适当先进可行，应基于国内现有的安全级支承用奥氏体不锈钢钢板

和钢带制造技术水平进行编制。

在参考2017版RCC-M相关章节的技术内容的基础上，参考国内已有核电工程经验。

1

四、编制过程

4.1总体过程

本文件的编制过程主要分为前期准备、工作组讨论稿阶段和征求意见稿阶段。

4.2前期准备（2023年10月~2024年4月）

主要包括成立标准编制工作组，开展标准对比分析、标准适用性分析工作，制定了

实施方案，形成了标准对比分析报告。

4.3形成工作组讨论稿（2024年4月~2024年7月）

本阶段工作组首先调研原标准在国内使用情况，收集安全级支承用奥氏体不锈钢钢

板和钢带国内外相关标准和资料。

编制组对RCC-MM3316（2000版+2002补遗+2005补遗+2007版+2012版）与RCC-M

M3316（2017版）进行了技术对比，发现2017版在技术上，增加了当钢板/钢带厚度大

于等于6毫米时，应当做沖击试验以满足产品的安全使用要求，而冲击试验在现有标淮

中为选做的力学性能试验；其它基本无改动。

对EN10088-22005版与EN10088-22014版进行了技术对比，发现除了

022Cr19Ni11、05Cr18Ni9、022Cr18Ni12Mo2、05Cr18Ni12Mo2这4种牌号不锈钢钢板（带）

的化学成分氮含量从“≤0.11”改成“≤0.10”，其它基本无改动。

标准编制组根据对比结果对NB/T20007.7-2012进行修订，于2024年7月完成工作组

讨论稿。

4.4形成征求意见稿（2024年7月~2024年8月）

本阶段根据院审专家意见对标准草案进行修改，按GB/T1.1-2020规范性修改标准全

文，更新了规范性引用文件，经编制组内部讨论后形成征求意见稿。

五、主要技术内容说明

本标准代替NB/T20007.7-2012《压水堆核电厂用不锈钢第7部分：安全级支承用

奥氏体不锈钢钢板和钢带》。与NB/T20007.7-2012相比，主要修改内容如下：

1.按批复文件，标准名称改为：“安全级支承件用奥氏体不锈钢钢板和钢带”，英文翻译

改为：“StainlesssteelforpressurizedwaterreactornuclearpowerplantsPart7:Austenitic

stainlesssteelplateandstripforsafetyclasssupports”。

2.第2章规范性引用文件

1)根据GB/T1.1-2020的要求，将第一段修改为“下列文件中的内容通过文中的规

2

范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文件，仅该日期对应的版

本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文

件。”

2)将规范性引用文件中的GB/T223中的分项标准进行合并，即化学分析方法规范

性引用文件为“GB/T223钢铁及合金化学分析方法”。

3)修改高温拉伸试验的标准为“GB/T228.2金属材料拉伸试验第2部分：高温

试验方法”；修改材料理化检验方法标准为“NB/T20004-2014核电厂核岛机械设备材

料理化检验方法”。

3.增加了术语和定义

4.第4章化学成分

1)根据GB/T3280-2015和EN10088-2-2014成分要求，考虑到氮含量降低有利于

提高材料的加工性以及降低感生活性，将表1化学成分中氮含量从“≤0.11”改成“≤

0.10”。

5.第5章力学性能

1)表3修改06Cr18Ni11Ti、022Cr18Ni12Mo2、022Cr18Ni11Mo2N、05Cr18Ni12Mo2

的Rp0.2最小值和Rp1.0最小值，修改原因为勘误。

2)根据RCC-MM3316（2017版）的要求，对“表4力学性能试验项目、试样数

量和试验条件”，在表注增加“钢板（带）厚度≥6mm时，应做冲击试验。”

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、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安全级

支承件用奥氏体不锈钢热轧钢板和钢带与冷轧钢带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。

3

七、重大分歧意见的处理经过和依据

无。

八、参考资料清单

GB/T222钢的成品化学成分允许偏差

GB/T223钢铁及合金化学分析方法

GB/T228.1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金属材料夏比摆锤冲击试验方法

GB/T2975钢及钢产品力学性能试验取样位置及试样制备

GB/T3280不锈钢冷轧钢板和钢带

GB/T4237不锈钢热轧钢板和钢带

GB/T11170不锈钢多元素含量的测定火花放电原子发射光谱法（常规法）

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)

NB/T20003.2核电厂核岛机械设备无损检测第2部分：超声检测

NB/T20004-2014核电厂核岛机械设备材料理化检验方法

4

能源行业核电标准

《压水堆核电厂用不锈钢第7部分：安全级支承

件用奥氏体不锈钢钢板和钢带》

编制说明

（征求意见稿）

标准编制组

2024年8月

一、任务来源及计划要求

根据国能综合通用科技【2023】111号“国家能源局综合司关于印发2023年能源行

业核电标准制(修)订计划及核电标准英文版翻译出版计划的通知”要求，修订NB/T

20007.7-2012《压水堆核电厂用不锈钢第7部分：安全级支承用奥氏体不锈钢钢板和钢

带》，本项目编号：能源20231080，制修订周期为两年。

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、参编单位上海核工程

研究设计院股份有限公司、中广核工程有限公司、中国核电工程有限公司、中国原子能

科学研究院、中国宝武钢铁集团有限公司、酒泉钢铁（集团）有限公司协商成立《安全

级支承用奥氏体不锈钢钢板和钢带》标准编制组，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王莹中国核动力研究设计院副研究员全文

2上海核工程研究设计院股份有限公司全文

3何翠竹中广核工程有限公司高级工程师全文

4叶帆中广核工程有限公司助理工程师无损检测

5中国核电工程有限公司全文

6中国原子能科学研究院全文

7中国宝武钢铁集团有限公司全文

8酒泉钢铁（集团）有限公司全文

三、编制原则

本标准是对20007.7-2012的修订，其修订遵循下列原则：

本标准技术上应适当先进可行，应基于国内现有的安全级支承用奥氏体不锈钢钢板

和钢带制造技术水平进行编制。

在参考2017版RCC-M相关章节的技术内容的基础上，参考国内已有核电工程经验。

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四、编制过程

4.1总体过程

本文件的编制过程主要分为前期准备、工作组讨论稿阶段和征求意见稿阶段。

4.2前期准备（2023年10月~2024年4月）

主要包括成立标准编制工作组，开展标准对比分析、标准适用性分析工作，制定了

实施方案，形成了标准对比分析报告。

4.3形成工作组讨论稿（2024年4月~2024年7月）

本阶段工作组首先调研原标准在国内使用情况，收集安全级支承用奥氏体不锈钢钢

板和钢带国内外相关标准和资料。

编制组对RCC-MM3316（2000版+2002补遗+2005补遗+2007版+2012版）与RCC-M

M3316（2017版）进行了技术对比，发现2017版在技术上，增加了当钢板/钢带厚度大

于等于6毫米时，应当做沖击试验以满足产品的安全使用要求，而冲击试验在现有标淮

中为选做的力学性能试验；其它基本无改动。

对EN10088-22005版与EN10088-22014版进行了技术对比，发