GB/T 16702.2-2025 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 第2部分：1级设备

ICS2712020

CCSF.69.

中华人民共和国国家标准

GB/T167022—2025

.

部分代替GB/T16702—2019

压水堆核电厂核岛机械设备设计规范

第2部分1级设备

:

Designspecificationformechanicalcomponentsinnuclearislandofpressurized

waterreactornuclearowerlants—Part2Class1comonents

pp:p

2025-02-28发布2025-02-28实施

国家市场监督管理总局发布

国家标准化管理委员会

GB/T167022—2025

.

目次

前言

…………………………Ⅲ

引言

…………………………Ⅴ

范围

1………………………1

规范性引用文件

2…………………………1

术语和定义

3………………3

通则

4………………………4

级设备及管道的部件和附件的边界

4.11……………4

文件

4.2…………………8

标识

4.3…………………9

材料

5………………………10

概述

5.1…………………10

材料的选用

5.2…………………………10

晶间腐蚀敏感性

5.3……………………16

钴含量要求

5.4…………………………17

设计

6………………………17

设计规则

6.1……………17

设备性能分析通则

6.2…………………22

容器的通用设计

6.3……………………48

泵的设计

6.4……………63

阀门通用设计

6.5………………………65

管道设计

6.6……………98

制造及检验

7……………144

概述

7.1………………144

制造与检验的初步文件和要求

7.2…………………145

制造工艺

7.3…………………………146

焊接相关技术要求

7.4………………146

级设备的压力试验

81…………………149

总则

8.1………………149

水压试验的一般要求

8.2……………149

阀门的特殊试验要求

8.3……………153

超压保护

9………………153

通则

9.1………………153

超压分析报告

9.2……………………157

Ⅰ

GB/T167022—2025

.

排量要求

9.3…………………………158

直接式压力限制装置的整定压力

9.4………………158

压力释放阀的设计和运行技术要求

9.5……………159

非重闭式压力释放装置

9.6…………163

排量的确定

9.7………………………163

Ⅱ

GB/T167022—2025

.

前言

本文件按照标准化工作导则第部分标准化文件的结构和起草规则的规定

GB/T1.1—2020《1:》

起草

。

本文件是压水堆核电厂核岛机械设备设计规范的第部分已经发

GB/T16702《》2。GB/T16702

布了以下部分

:

第部分总则

———1:;

第部分级设备

———2:1;

第部分级设备

———3:2;

第部分级设备

———4:3;

第部分小型设备

———5:;

第部分堆内构件

———6:;

第部分设备支承

———7:;

第部分低压或常压储罐

———8:。

本文件代替压水堆核电厂核岛机械设备设计规范的第章级设备与

GB/T16702—2019《》51,

中第章相比除结构调整和编辑性改动外主要技术变化如下

GB/T16702—20195,,:

增加了级设备及管道的部件和附件的边界见

———1(4.1);

更改了材料标准号增加了非能动余热排出热交换器堆芯补水箱主泵外置热交换器等级

———;、、1

设备材料选用见表年版的表

(1,20192);

更改了工况分类描述见年版的

———(6.1.2,20195.3.1.2);

增加了级准则和级准则见

———BT(6.1.4);

增加了一些典型情况的应力分类见

———(6.2.3.1.7);

更改了部分工况下的应力限制见年版的

———(6.2.3,20195.3.2.3);

增加了几何和载荷不连续区域的设计原则见

———[6.3.4.2c)];

增加了可维修性见

———(6.3.4.3);

增加了压力释放阀的设计见

———(6.5.7);

更改了表并增加了最后两列材料及其相应数据见表年版的表

———7,(7,20197);

更改了低合金钢对接焊缝焊接工艺评定中强辐照区熔敷金属的铜和磷含量要求见

———[7.2.3.1a),

年版的

20195.4.2.3.1a)];

更改了反应堆压力容器热影响区金属冲击韧性试验的验收要求见年版的

———[7.2.3.1b),2019

5.4.2.3.1b)];

更改了低合金钢焊接推荐的最低预热温度见年版的

———(7.4.4,20195.4.4.4);

更改了单个容器的试验压力要求见年版的

———(8.2.2.1,20195.5.2.2.1);

增加了多腔室容器的压力试验规定见

———(8.2.2.1);

更改了组件的试验压力要求见年版的

———(8.2.2.6,20195.5.2.2.6)。

请注意本文件的某些内容可能涉及专利本文件的发布机构不承担识别专利的责任

。。

本文件由全国核能标准化技术委员会提出并归口

(SAC/TC58)。

本文件起草单位中国核动力研究设计院上海核工程研究设计院股份有限公司中国核电工程有

:、、

限公司中广核工程有限公司生态环境部核与辐射安全中心中机生产力促进中心核工业标准化研

、、、、

究所

。

Ⅲ

GB/T167022—2025

.

本文件主要起草人王昫心唐传宝孙英学李冬慧杨立才钱升刘润发张耀春邓小云

:、、、、、、、、、

杨志海高永建左树春刘攀周全傅孝龙尹祁伟黄宗仁梅乐王庆田谭鑫李长香苏舒田俊

、、、、、、、、、、、、、、

赵禹黄敏吕勇波邱阳马姝丽邱天周高斌蒋鸿王岩康志彬刘向红刘宏斌杨传胜黄炳炎

、、、、、、、、、、、、、、

汤臣杭郑连刚何劲松冯志鹏刘文进曾忠秀李红鹰魏微韩峥杨静瑞王秉熙管佳崙贺寅彪

、、、、、、、、、、、、、

林绍萱张志超张兴白勇军顾春辉陶宏新陈红生张俊宝王永东刘刚陈星文王弘昶倪依雨

、、、、、、、、、、、、、

王振锋王艳苹郭利峰路晓晖孔小飞唐慧李海龙高晨周舟宿希慧吴飞飞邓瑞源

、、、、、、、、、、、。

本文件及其所代替文件的历次版本发布情况为

:

年首次发布为年第一次修订

———1996GB/T16702—1996,2019;

本次为第二次修订将其拆分为个部分本文件编号调整为

———,8,GB/T16702.2—2025。

Ⅳ

GB/T167022—2025

.

引言

压水堆核电厂核岛机械设备设计规范是压水堆核电厂核岛机械设备设计通用技术

GB/T16702《》

标准是贯彻我国核安全法规精神积极推进压水堆核电厂核岛机械设备标准技术路线统一促进压水

,,,

堆核岛机械设备自主设计及国产化进程而制定相关标准中的重要组成部分是指导我国

。GB/T16702

压水堆核电厂核岛机械设备设计活动的基础性和通用性的标准拟由八个部分构成

,。

第部分总则目的在于规定压水堆核电厂核岛机械设备设计需要遵守的总体要求及与其

———1:。

他部分配套使用的附录

。

第部分级设备目的在于规定级承压设备的材料设计制造检验压力试验及超压

———2:1。1、、、、

保护等设计中所需遵守的要求

。

第部分级设备目的在于规定级承压设备的材料设计制造检验压力试验及超压

———3:2。2、、、、

保护等设计中所需遵守的要求

。

第部分级设备目的在于规定级承压设备的材料设计制造检验压力试验及超压

———4:3。3、、、、

保护等设计中所需遵守的要求

。

第部分小型设备目的在于规定小型承压设备的材料设计制造检验水压试验及泵的

———5:。、、、、

鉴定及验收试验等设计中所需遵守的要求

。

第部分堆内构件目的在于规定堆内构件的材料设计制造检验等设计中所需遵守的

———6:。、、、

要求

。

第部分设备支承目的在于规定压水堆核电厂核岛机械设备支承的设计中所需遵守的

———7:。

要求

。

第部分低压或常压储罐目的在于规定低压或常压储罐的材料设计制造检验及水压试

———8:。、、、

验等设计中所需遵守的要求

。

所有部分与系列标准一起构成适用于我国的压水堆核

GB/T16702()NB/T20001~NB/T20009

电厂核岛机械设备设计制造的技术标准体系该标准体系立足自主核电工程经验吸纳核岛机械设备

、。,

标准技术路线统一研究成果符合我国核电监管体系要求和工业基础是规范和指导我国压水堆核电厂

,,

核岛机械设备设计制造等相关活动的重要依据

、。

本文件重点考虑了级承压设备的设计原则增加了特殊部件及结构的设计要求更新了材料标准

1,,

号从而完善了级承压设备的材料设计制造检验压力试验及超压保护等设计中所需遵守的要求

,1、、、、。

本文件与配套使用

GB/T16702.1—2025。

Ⅴ

GB/T167022—2025

.

压水堆核电厂核岛机械设备设计规范

第2部分1级设备

:

1范围

本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中级承压设备的材料设计制造检验及超压保护等

1、、、

要求描述了相应的试验

,。

本文件适用于中第章规定的级承压设备及其零部件的设计

GB/T16702.1—202551。

2规范性引用文件

下列文件中的内容通过文中的规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

。

压水堆核岛机械设备设计规范第部分总则

GB/T16702.1—20251:

压水堆核岛机械设备设计规范第部分级设备

GB/T16702.3—20253:2

压水堆核岛机械设备设计规范第部分堆内构件

GB/T16702.6—20256:

压水堆核岛机械设备设计规范第部分设备支承件

GB/T16702.7—20257:

压水堆核电厂核岛机械设备制造规范

NB/T20001

压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第部分通用要求

NB/T20002.11:

压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第部分焊接填充材料验收

NB/T20002.22:

压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第部分焊接工艺评定

NB/T20002.33:

压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第部分焊接填充材料评定

NB/T20002.44:

压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第部分制造车间评定

NB/T20002.55:

压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第部分产品焊接

NB/T20002.66:

压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第部分耐磨堆焊

NB/T20002.77:

核电厂核岛机械设备无损检测第部分射线检测

NB/T20003.33:

核电厂核岛机械设备无损检测第部分渗透检测

NB/T20003.44:

核电厂核岛机械设备材料理化检验方法

NB/T20004

压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第部分级设备用锻轧件

NB/T20005.11:1、2、3、

压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第部分级承压铸件

NB/T20005.55:1、2、3

压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第部分反应堆冷却剂泵电动机机座铸件

NB/T20005.66:

压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第部分级设备用钢板

NB/T20005.77:1、2、3

压水堆核电厂用合金钢第部分承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰镍

NB/T20006.11:--

钼合金钢锻件

压水堆核电厂用合金钢第部分反应堆压力容器过渡段和法兰用锰镍钼钢

NB/T20006.33:--

锻件

压水堆核电厂用合金钢第部分反应堆压力容器接管嘴用锰镍钼钢锻件

NB/T20006.44:--

压水堆核电厂用合金钢第部分反应堆压力容器封头用锰镍钼钢锻件

NB/T20006.55:--

压水堆核电厂用合金钢第部分蒸汽发生器管板用锰镍钼钢锻件

NB/T20006.66:--

1