壓水堆核電廠用合金鋼第X部分：

穩壓器一體化封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件編制說明

一、任務來源及計劃要求

本項目來源于國家能源局綜合司文件（國能科技[2021]92號文）《國家能源局綜

合司關于下達2021年能源領域行業標準制修訂計劃及外文版翻譯計劃的通知》。本項

目編號：能源20210203，要求制定“壓水堆核電廠用合金鋼第X部分：穩壓器一體

化封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T20006.X-2023）。本標準綜合參考了“壓水堆核

電廠用合金鋼第11部分：穩壓器筒體、封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T20006.11-

2021）、“壓水堆核電廠用合金鋼第10部分：穩壓器和蒸汽發生器接管及孔蓋用錳-

鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T20006.10-2021）和“壓水堆核電廠用合金鋼第42部分：安全

級設備用合金鋼鍛件”（NB/T20006.42-2017）的相關規定。本標準由中廣核工程有

限公司牽頭起草，生態環境部核輻射與安全中心、中國核動力研究設計院、上海核工

程研究設計院、中國核電工程有限公司參與起草，計劃于2023年12月30日前完成本項

目。

二、標準編制組簡介

為了順利完成本部分的編制工作，中廣核工程有限公司和生態環境部核輻射與安

全中心、中國核動力研究設計院、上海核工程研究設計院、中國核電工程有限公司成

立了“壓水堆核電廠用合金鋼第X部分：穩壓器一體化封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”核

電標準編制組，編制組成員情況如下：

序號姓名單位性別職務/職稱專業

1劉彥章中廣核工程有限公司男研高材料

2郭明杰中廣核工程有限公司男高工材料

3董義令中廣核工程有限公司女高工無損

4曾小川中廣核工程有限公司男高工材料

1

5陳振偉中廣核工程有限公司男研高材料

6李家康中廣核工程有限公司男高工材料

7傅冠樺中廣核工程有限公司男高工材料

三、編制原則

NB/T20006.X-2023“壓水堆核電廠用合金鋼第X部分：穩壓器一體化封頭用錳

-鎳-鉬鋼鍛件”主要參考了RCC-M體系標準：RCC-MM2131(2012版)《穩壓器封頭和

反應堆壓力容器封頭用錳-鎳-鉬合金鋼鍛件》、RCC-MM2119(2012版)《壓水堆部件

用18MND5錳-鎳-鉬合金鋼鍛件》和ASME體系標準：ASMEB&PV規范2007版及2008

補遺第Ⅱ卷SA-508《壓力容器用經真空處理的淬火加回火碳鋼和合金鋼鍛件》和第

Ⅲ卷NB-2000和ND-2000的相關要求編寫。將RCC-M規范和ASME中引用的法國、歐

洲以及美國的化學分析、力學性能和無損檢測等方法標準修改為相應的國內標準。整

體上與NB/T規范保持一致，充分考慮國內的工業實踐情況，結合我國基礎標準“壓

水堆核電廠用合金鋼第11部分：穩壓器筒體、封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T

20006.11-2021）、“壓水堆核電廠用合金鋼第10部分：穩壓器和蒸汽發生器接管

及孔蓋用錳-鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T20006.10-2021）和“壓水堆核電廠用合金鋼第

42部分：安全級設備用合金鋼鍛件”（NB/T20006.42-2017），對標準的部分條文

進行融合、修改、補充和完善，以滿足國內核島機械設備制造的需要。

本標準按照GB/T1.1-2009的規定起草。

四、編制過程

本標準的編制工作開始于2022年10月。

接受編制任務后，首先進行前期準備工作，包括：成立標準編制組織機構，分

解工作任務。以主編單位中廣核工程有限公司為主成立標準編制組，標準編制組根

據任務周期安排標準工作進度計劃。

2

由于在本標準的編制過程中，RCC-M和ASME中無直接適用于穩壓器一體化封頭

的技術規范，故當時參考了RCC-M（2012版）M2131《穩壓器封頭和反應堆壓力容器

封頭用錳-鎳-鉬合金鋼鍛件》、RCC-M（2012版）M2119《壓水堆部件用18MND5錳-

鎳-鉬合金鋼鍛件》、ASMEB&PV規范2007版及2008補遺第Ⅱ卷SA-508《壓力容器

用經真空處理的淬火加回火碳鋼和合金鋼鍛件》進行編制，并參考了華龍一號核電示

范工程的建設經驗。

標準編制組對RCC-MM2131、M2119和ASMEB&PV規范2007版及2008補遺第Ⅱ

卷SA-508的技術內容進行了詳細分析，并對M2131和M2119在國內核電的實際使用

情況進行調研，根據分析結果和調研情況融合了國內標準“壓水堆核電廠用合金鋼第

11部分：穩壓器筒體、封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T20006.11-2021）和“壓水

堆核電廠用合金鋼第10部分：穩壓器和蒸汽發生器接管及孔蓋用錳-鎳-鉬鋼鍛件”

（NB/T20006.10-2021）制定本標準。

本標準經過標準編制組成員的共同努力于2022年10月完成工作組討論稿。

五、主要技術內容的說明

在本部分編寫過程中，參考了NB/T20006.11-2021“壓水堆核電廠用合金鋼第

11部分：穩壓器筒體、封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”、NB/T20006.10-2021“壓水堆核

電廠用合金鋼第10部分：穩壓器和蒸汽發生器接管及孔蓋用錳-鎳-鉬鋼鍛件”以及

NB/T20006.42-2017“壓水堆核電廠用合金鋼第42部分：安全級設備用合金鋼鍛

件”，結合國內工程實踐經驗，同時考慮到我國冶金、機械工業的技術現狀，以及核

電廠延壽的預期，適當增加和提高了一些技術要求，詳述如下：

（1）刪除牌號16MnNiMo，保留牌號18MnNiMo和20MnNiMo。

（2）熱處理中，淬火工藝按照NB/T20006.10和NB/T20006.11將溫度明確為

850℃～925℃，冷卻采用浸水淬火和噴淋淬火。回火工藝取NB/T20006.10、NB/T

20006.11和NB/T20006.42并集，最低回火溫度應為635℃，回火保溫時間每25mm

最大截面厚度至少0.5h。

（3）對于特厚鍛件需要多級奧氏體化時，按照NB/T20006.11規定了多級奧氏

體化的工藝“鍛件應先完全奧氏體化并淬火，隨后重新加熱到臨界區溫度范圍內，以

達到部分奧氏體化，并再次浸水或噴淋淬火。”

3

（4）按照NB/T20006.42，對模擬焊后熱處理實際溫度應在訂貨合同中明確。

（5）模擬焊后熱處理的加熱和冷卻控溫起始點為NB/T20006.10、NB/T20006.11

和NB/T20006.42中較低起始點400℃。

（6）18MnNiMo鋼的化學成分按NB/T20006.10和NB/T20006.11進行規定，

20MnNiMo鋼的化學成分C、Mn等元素含量按參考標準并集，C≤0.25%、1.15%≤Mn≤

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

P≤0.008%。增加H元素含量控制。

（7）力學性能，統一按鍛件厚度≤125mm的考核，高溫拉伸試驗溫度定為360℃，

20MnNiMo考核值按NB/T20006.10的規定（NB/T20006.42中20MnNiMo的高溫拉伸

強度低于NB/T20006.10中18MnNiMo）。

（8）力學性能，因為NB/T20006.42中只有-20℃沖擊試驗,0℃和20℃沖擊試

驗變為可選項，在訂貨合同中規定。

（9）取樣位置參考NB/T20006.42中對復雜鍛件的規定，同時增加熱緩沖環保

護的規定。

（10）取樣方向參考NB/T20006.42的規定，增加上平臺能量的沖擊試樣的缺口

底線應平行于鍛件熱處理表面的規定。

（9）試驗項目和試樣數量中按照NB/T20006.43的規定，僅進行模擬焊后熱處

理狀態下試樣的力學性能測試。

（10）拉伸試驗、沖擊試驗標準按最新版執行。

（11）沖擊試驗的復試條件參考NB/T20006.43進行規定，在不合格試樣附近取

樣進行雙倍復試。

（12）重新熱處理，按照NB/T20006.10和NB/T20006.11的規定最多允許2

次重新熱處理。

（13）表面質量參考NB/T20006.42進行規定。

（14）無損檢測參考NB/T20006.10和NB/T20006.11，增加滲透檢測，檢驗方

案按照最新版標準NB/T20003.4—2021和NB/T20003.5—2021執行，驗收準則參考

標準融合組的會議紀要。

（15）超聲檢測的檢驗方法按NB/T20003.2-2021執行，驗收準則參考標準融合

組的會議紀要。

4

（16）因為取樣位置參考NB/T20006.42，取消附錄取樣圖。

六、與國外同類標準水平的對比分析

國外同類標準有法國RCC-MM2131(2012版)《壓水堆核電廠用合金鋼第10部分：

穩壓器和蒸汽發生器接管及孔蓋用錳-鎳-鉬鋼鍛件》和RCC-M（2012版）M2119《壓

水堆部件用18MND5錳-鎳-鉬合金鋼鍛件》中的相應要求。本部分將化學分析、力學

性能和無損檢測等方法標準修改為相應的國內標準，并結合國內核電工程的設計和制

造經驗而制定，整體上與國外標準相當保持一致。

七、與現行法規、標準的關系

與本標準關系最密切的現行法規有國務院500號令《民用核安全設備監督管理條

例》以及為貫徹該條例而制定的相關核安全法規。國務院條例及相關法規針對核安全

設備的設計、制造、安裝和無損檢驗活動從監督和管理方面提出了法律要求。國務院

條例明確要求國家建立健全核安全設備標準體系。本標準即是為貫徹我國有關核安全

設備的法規精神、積極完善壓水堆核電廠機械設備標準體系，而制定或修訂的系列標

準中的重要組成部分。本標準是針對壓水堆核電廠穩壓器一體化封頭用材料而制定的

明確而細致的技術規范，本標準與法規要求是協調一致的。

本標準是新標準的制定，不存在沖突或重復問題。

八、貫徹標準的要求和措施建議

建議本部分以推薦性行業標準發布，本部分適用于壓水堆核電廠穩壓器一體化

封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件的制造、試驗、檢驗和驗收等要求，也可為核電廠和常規電

廠其他低合金鋼鍛件提供參考。

九、重大分歧意見的處理經過和依據

本部分編制過程中未涉及。

十、參考資料清單

5

GB/T223鋼鐵及合金化學分析方法

GB/T228.1—2021金屬材料拉伸試驗第1部分：室溫試驗方法

GB/T228.2金屬材料拉伸試驗第2部分：高溫試驗方法

GB/T229—2020金屬材料夏比擺錘沖擊試驗方法

GB/T232金屬材料彎曲試驗方法

GB/T247鍛件和鋼帶包裝、標志及質量證明書的一般規定

GB/T709—2006熱軋鍛件和鋼帶的尺寸、外形、重量及允許偏差

GB/T4336碳素鋼和中低合金鋼火花源原子發射光譜分析方法（常規法)

GB/T5313厚度方向性能鍛件

GB/T6394金屬平均晶粒度測定方法

GB/T10561—2005鋼中非金屬夾雜物含量的測定標準評級圖顯微檢驗法

GB/T12778金屬夏比沖擊斷口測定方法

GB/T13298金屬顯微組織檢驗方法

GB/T14265金屬材料中氫、氧、氮、碳和硫分析方法通則

GB/T16702—2019壓水堆核電廠核島機械設備設計規范

GB/T20066鋼和鐵化學成分測定用試樣的取樣和制樣方法

GB/T20123鋼鐵總碳硫含量的測定高頻感應爐燃燒后紅外吸收法（常規方法）

GB/T20124鋼鐵氮含量的測定惰性氣體熔融熱導法（常規方法）

GB/T20125低合金鋼多元素含量的測定電感耦合等離子體原子發射光譜法

NB/T20003.2—2021核電廠核島機械設備無損檢測第2部分：超聲檢測

NB/T20003.4—2021核電廠核島機械設備無損檢測第4部分：滲透檢測

NB/T20003.5—2021核電廠核島機械設備無損檢測第5部分：磁粉檢測

NB/T20004—2014核電廠核島機械設備材料理化檢驗方法

6

能源行業核電標準

壓水堆核電廠用合金鋼

第X部分：穩壓器一體化封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件

編制說明

（征求意見稿）

標準編制組

2022年12月

壓水堆核電廠用合金鋼第X部分：

穩壓器一體化封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件編制說明

一、任務來源及計劃要求

本項目來源于國家能源局綜合司文件（國能科技[2021]92號文）《國家能源局綜

合司關于下達2021年能源領域行業標準制修訂計劃及外文版翻譯計劃的通知》。本項

目編號：能源20210203，要求制定“壓水堆核電廠用合金鋼第X部分：穩壓器一體

化封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T20006.X-2023）。本標準綜合參考了“壓水堆核

電廠用合金鋼第11部分：穩壓器筒體、封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T20006.11-

2021）、“壓水堆核電廠用合金鋼第10部分：穩壓器和蒸汽發生器接管及孔蓋用錳-

鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T20006.10-2021）和“壓水堆核電廠用合金鋼第42部分：安全

級設備用合金鋼鍛件”（NB/T20006.42-2017）的相關規定。本標準由中廣核工程有

限公司牽頭起草，生態環境部核輻射與安全中心、中國核動力研究設計院、上海核工

程研究設計院、中國核電工程有限公司參與起草，計劃于2023年12月30日前完成本項

目。

二、標準編制組簡介

為了順利完成本部分的編制工作，中廣核工程有限公司和生態環境部核輻射與安

全中心、中國核動力研究設計院、上海核工程研究設計院、中國核電工程有限公司成

立了“壓水堆核電廠用合金鋼第X部分：穩壓器一體化封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”核

電標準編制組，編制組成員情況如下：

序號姓名單位性別職務/職稱專業

1劉彥章中廣核工程有限公司男研高材料

2郭明杰中廣核工程有限公司男高工材料

3董義令中廣核工程有限公司女高工無損

4曾小川中廣核工程有限公司男高工材料

1

5陳振偉中廣核工程有限公司男研高材料

6李家康中廣核工程有限公司男高工材料

7傅冠樺中廣核工程有限公司男高工材料

三、編制原則

NB/T20006.X-2023“壓水堆核電廠用合金鋼第X部分：穩壓器一體化封頭用錳

-鎳-鉬鋼鍛件”主要參考了RCC-M體系標準：RCC-MM2131(2012版)《穩壓器封頭和

反應堆壓力容器封頭用錳-鎳-鉬合金鋼鍛件》、RCC-MM2119(2012版)《壓水堆部件

用18MND5錳-鎳-鉬合金鋼鍛件》和ASME體系標準：ASMEB&PV規范2007版及2008

補遺第Ⅱ卷SA-508《壓力容器用經真空處理的淬火加回火碳鋼和合金鋼鍛件》和第

Ⅲ卷NB-2000和ND-2000的相關要求編寫。將RCC-M規范和ASME中引用的法國、歐

洲以及美國的化學分析、力學性能和無損檢測等方法標準修改為相應的國內標準。整

體上與NB/T規范保持一致，充分考慮國內的工業實踐情況，結合我國基礎標準“壓

水堆核電廠用合金鋼第11部分：穩壓器筒體、封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T

20006.11-2021）、“壓水堆核電廠用合金鋼第10部分：穩壓器和蒸汽發生器接管

及孔蓋用錳-鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T20006.10-2021）和“壓水堆核電廠用合金鋼第

42部分：安全級設備用合金鋼鍛件”（NB/T20006.42-2017），對標準的部分條文

進行融合、修改、補充和完善，以滿足國內核島機械設備制造的需要。

本標準按照GB/T1.1-2009的規定起草。

四、編制過程

本標準的編制工作開始于2022年10月。

接受編制任務后，首先進行前期準備工作，包括：成立標準編制組織機構，分

解工作任務。以主編單位中廣核工程有限公司為主成立標準編制組，標準編制組根

據任務周期安排標準工作進度計劃。

2

由于在本標準的編制過程中，RCC-M和ASME中無直接適用于穩壓器一體化封頭

的技術規范，故當時參考了RCC-M（2012版）M2131《穩壓器封頭和反應堆壓力容器

封頭用錳-鎳-鉬合金鋼鍛件》、RCC-M（2012版）M2119《壓水堆部件用18MND5錳-

鎳-鉬合金鋼鍛件》、ASMEB&PV規范2007版及2008補遺第Ⅱ卷SA-508《壓力容器

用經真空處理的淬火加回火碳鋼和合金鋼鍛件》進行編制，并參考了華龍一號核電示

范工程的建設經驗。

標準編制組對RCC-MM2131、M2119和ASMEB&PV規范2007版及2008補遺第Ⅱ

卷SA-508的技術內容進行了詳細分析，并對M2131和M2119在國內核電的實際使用

情況進行調研，根據分析結果和調研情況融合了國內標準“壓水堆核電廠用合金鋼第

11部分：穩壓器筒體、封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”（NB/T20006.11-2021）和“壓水

堆核電廠用合金鋼第10部分：穩壓器和蒸汽發生器接管及孔蓋用錳-鎳-鉬鋼鍛件”

（NB/T20006.10-2021）制定本標準。

本標準經過標準編制組成員的共同努力于2022年10月完成工作組討論稿。

五、主要技術內容的說明

在本部分編寫過程中，參考了NB/T20006.11-2021“壓水堆核電廠用合金鋼第

11部分：穩壓器筒體、封頭用錳-鎳-鉬鋼鍛件”、NB/T20006.10-2021“壓水堆核

電廠用合金鋼第10部分：穩壓器和蒸汽發生器接管及孔蓋用錳-鎳-鉬鋼鍛件”以及

NB/T20006.42-2017“壓水堆核電廠用合金鋼第42部分：安全級設備用合金鋼鍛

件”，結合國內工程實踐經驗，同時考慮到我國冶金、機械工業的技術現狀，以及核

電廠延壽的預期，適當增加和提高了一些技術要求，詳述如下：

（1）刪除牌號16MnNiMo，保留牌號18MnNiMo和20MnNiMo。

（2）熱處理中，淬火工藝按照NB/T20006.10和NB/T20006.11將溫度明確為

850℃～925℃，冷卻采用浸水淬火和噴淋淬火。回火工藝取NB/T20006.10、NB/T

20006.11和NB/T20006.42并集，最低回火溫度應為635℃，回火保溫時間每25mm

最大截面厚度至少0.5h。

（3）對于特厚鍛件需要多級奧氏體化時，按照NB/T20006.11規定了多級奧氏

體化的工藝“鍛件應先完全奧氏體化并淬火，隨后重新加熱到臨界區溫度范圍內，以

達到部分奧氏體化，并再次浸水或噴淋淬火。”

3

（4）按照NB/T20006.42，對模擬焊后熱處理實際溫度應在訂貨合同中明確。

（5）模擬焊后熱處理的加熱和冷卻控溫起始點為NB/T20006.10、NB/T20006.11

和NB/T20006.42中較低起始點400℃。

（6）18MnNiMo鋼的化學成分按NB/T20006.10和NB/T20006.11進行規定，

20MnNiMo鋼的化學成分C、Mn等元素含量按參考標準并集，C≤0.25%、1.15%≤Mn≤

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

P≤0.008%。增加H元素含量控制。

（7）力學性能，統一按鍛件厚度≤125mm的考核，高溫拉伸試驗溫度定為360℃，

20MnNiMo考核值按NB/T20006.10的規定（NB/T20006.42中20MnNiMo的高溫拉伸

強度低于NB/T20006.10中18MnNiMo）。

（8）力學性能，因為NB/T20006.42中只有-20℃沖擊試驗,0℃和20℃沖擊試

驗變為可選項，在訂貨合同中規定。

（9）取樣位置參考NB/T20006.42中對復雜鍛件的規定，同時增加熱緩沖環保

護的規定。

（10）取樣方向參考NB/T20006.42的規定，增加上平臺能量的沖擊試樣的缺口

底線應平行于鍛件熱處理表面的規定。

（9）試驗項目和試樣數量中按照NB/T20006.43的規定，僅進行模擬焊后熱處

理狀態下試樣的力學性能測試。

（10）拉伸試驗、沖擊試驗標準按最新版執行。

（11）沖擊試驗的復試條件參考NB/T20006.43進行規定，在不合格試樣附近取

樣進行雙倍復試。

（12）重新熱處理，按照NB/T20006.10和NB/T20006.11的規定最多允許2

次重新熱處理。

（13）表面質量參考NB/T20006.42進行規定。

（14）無損檢測參考NB/T20006.10和NB/T20006.11，增加滲透檢測，檢驗方

案按照最新版標準NB/T20003.4—2021和NB/T20003.5—2021執行，驗收準則參考

標準融合組的會議紀要。

（15）超聲檢測的檢驗方法按NB/T20003.2-2021執行，驗收準則參考標準融合

組的會議紀要。

4

（16）因為取樣位置參考NB/T20006.42，取消附錄取樣圖。

六、與國外同類標準水平的對比分析

國外同類標準有法國RCC-MM2131(2012版)《壓水堆核電廠用合金鋼第10部分：

穩壓器和蒸汽發生器接管及孔蓋用錳-鎳-鉬鋼鍛件》和RCC-M（2012版）M2119《壓

水堆部件用18MND5錳-鎳-鉬合金鋼鍛件》中的相應要求。本部分將化學分析、力學

性能和無損檢測等方法標準修改為相應的國內標準，并結合國內核電工程的設計和制

造經驗而制定，整體上與國外標準相當保持一致。

七、與現行法規、標準的關系

與本標準關系最密切的現行法規有國務院500號令《民用