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压水堆核电厂是一种重要的核电站类型，其核反应堆采用压水作为冷却剂和减速剂。在核反应堆中，不锈钢锻件是一种重要的结构材料，用于承受高温、高压和辐射等极端环境下的力学载荷。因此，不锈钢锻件的质量和可靠性对核电站的安全运行至关重要。

为了保证压水堆核电厂用不锈钢锻件的质量和可靠性，国家制定了一系列标准，其中最重要的是NB/T 20007.1-2010《压水堆核电厂用不锈钢 第1部分：1、2、3级奥氏体不锈钢锻件》。该标准规定了压水堆核电厂用1、2、3级奥氏体不锈钢锻件的技术要求、试验方法、检验规则、标志、包装、运输和贮存。

该标准要求压水堆核电厂用不锈钢锻件必须采用1、2、3级奥氏体不锈钢材料，其化学成分、机械性能、金相组织、晶粒度、硬度、冲击韧性、脆性转变温度等指标必须符合标准规定。同时，不锈钢锻件的制造工艺、热处理工艺、表面质量、尺寸精度、外观质量等方面也有详细的规定。

为了保证不锈钢锻件的质量，该标准还规定了一系列试验方法和检验规则，包括化学成分分析、机械性能试验、金相组织检查、硬度试验、冲击试验、脆性转变温度试验、超声波探伤、磁粉探伤、渗透探伤等。同时，还规定了不锈钢锻件的标志、包装、运输和贮存要求，以确保其在使用过程中不受损坏和污染。

总之，NB/T 20007.1-2010是压水堆核电厂用不锈钢锻件的重要标准，其严格的技术要求、试验方法和检验规则，保证了不锈钢锻件的质量和可靠性，为核电站的安全运行提供了有力保障。

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