压水堆核电厂用不锈钢 第17部分：堆内构件压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件NBT20007.17-2021.pdf

《压水堆核电厂用不锈钢 第17部分：堆内构件压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件》讲解了有关应用于压水堆核电厂堆内构件的压紧弹性环所需使用的马氏体不锈钢锻件的相关规定和规范。这份文件针对这类特定不锈钢材质锻件提出了详细的要求，包括化学成分要求，对材料的具体合金组成给出了明确限制与允许的偏差范围。同时规定了此类钢材需达成的各项力学性能标准，如抗拉强度、屈服强度以及延伸率等指标，确保其在核反应堆严苛环境下仍保持足够强韧性。文档还对这些部件的热处理工艺给出具体指导，涵盖加热温度、冷却速率等方面参数，从而保障材料最终性能稳定。此外对于检测方法也有详细说明，包含无损探伤检测手段的应用以及机械性能测试的方式流程，为检验产品合格与否提供了依据。文中也提及有关尺寸公差的严格控制标准，以保证零件之间可以紧密配合使用，在复杂精密的核设施体系里能可靠运作。

《压水堆核电厂用不锈钢 第17部分：堆内构件压紧弹性环用马氏体不锈钢锻件》适用于从事压水堆核电厂建设、维护以及相关配件制造领域的专业人员。它尤其对工程师和技术人员在设计选择适合于堆内构建物压紧弹性环节点上的马氏体不锈钢锻件时具有极高的参考价值。同时也为质量监管部门在监督审查这类核级重要构件质量状况提供了科学严谨的判定准则，确保整个核电生产系统的安全性与稳定性得到保障。