压水堆核电厂用不锈钢 第3部分：堆芯支承板和上支承板用奥氏体不锈钢锻件行NBT20007.3-2021.pdf

《压水堆核电厂用不锈钢第3部分：堆芯支承板和上支承板用奥氏体不锈钢锻件》讲解了关于应用于压水堆核电厂中两种特定结构件 - 堆芯支承板和上支承板所需的奥氏体不锈钢锻件的相关要求。该标准涵盖了对这些不锈钢材料的选择、化学成分的规定，以及确保其机械性能符合核电环境特殊要求的具体细节。文档详细描述了针对奥氏体不锈钢在核反应堆内部极端环境下的应用条件进行考量，从原材料选择到成品检测进行了全流程把控。规定中明确列出了一系列有关锻造加工过程中的注意事项，例如加热温度控制、保温时间及冷却方式等参数设定，并且提供了严格的物理与机械性能测试方法。为提高材料抗腐蚀能力和耐高温性能，对锻件热处理工艺进行了阐述。还特别指出，针对核级产品，质量管理体系应涵盖所有影响因素以确保产品安全可靠。为了更好地保障核电厂运行的安全性和稳定性，本标准也涉及到如何通过无损探伤技术和金相分析来验证最终产品质量。同时对产品的标识管理给出了具体规范以便追踪每个批次的来源和使用情况。

《压水堆核电厂用不锈钢第3部分：堆芯支承板和上支承板用奥氏体不锈钢锻件》适用于从事压水堆核电厂设计、建设和维护的专业单位和个人，特别是关注核岛关键部件材料性能的工程师和技术人员。同样适用于相关供应商，在研发生产用于核电厂核心区域组件时提供依据。这一标准也作为质量监控部门实施监管的基础，有助于确保核电项目中的重要设备能够长期稳定运行，有效降低安全隐患风险，保证核反应堆运行的安全性和高效性。