GB/T 16702.6-2025 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 第6部分：堆内构件
- 文件大小：1.32 MB
- 标准类型：核工业标准
- 标准语言：中文版
- 文件类型：PDF文档
- 更新时间：2025-03-22
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资料介绍
ICS27.120.20
CCSF69
中华人民共和国国家标准
GB/T16702.6—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6部分:堆内构件
Designspecificationformechanicalcomponentsinnuclearislandofpressurized
waterreactornuclearpowerplants—Part6:Reactorvesselinternals
2025-02-28发布2025-02-28实施
国家市场监督管理总局
国家标准化管理委员会发布
目 次
前言………………………………………………………………………………………………………… Ⅲ
引言………………………………………………………………………………………………………… Ⅳ
1 范围……………………………………………………………………………………………………… 1
2 规范性引用文件………………………………………………………………………………………… 1
3 术语和定义……………………………………………………………………………………………… 2
4 通则……………………………………………………………………………………………………… 2
4.1 文件………………………………………………………………………………………………… 2
4.2 堆内构件的范围和分类…………………………………………………………………………… 2
4.3 标识………………………………………………………………………………………………… 3
5 材料……………………………………………………………………………………………………… 4
5.1 概述………………………………………………………………………………………………… 4
5.2 材料选用要求……………………………………………………………………………………… 4
5.3 晶间腐蚀敏感性…………………………………………………………………………………… 5
5.4 堆内构件用材中的钴含量………………………………………………………………………… 5
6 设计……………………………………………………………………………………………………… 6
6.1 设计总则…………………………………………………………………………………………… 6
6.2 堆内构件结构性能分析规则……………………………………………………………………… 8
6.3 堆芯支承结构件焊接设计………………………………………………………………………… 30
7 制造及检验……………………………………………………………………………………………… 33
7.1 概述………………………………………………………………………………………………… 33
7.2 制造与检验的文件和要求………………………………………………………………………… 33
7.3 制造工艺…………………………………………………………………………………………… 33
7.4 焊接………………………………………………………………………………………………… 34
7.5 无损检验的特殊要求……………………………………………………………………………… 35
Ⅰ
GB/T16702.6—2025
前 言
本文件按照GB/T1.1—2020《标准化工作导则 第1部分:标准化文件的结构和起草规则》的规定
起草。
本 文件是GB/T16702《压水堆核电厂核岛机械设备设计规范》的第6部分。GB/T16702已经发
布了以下部分:
———第1部分:总则;
———第2部分:1级设备;
———第3部分:2级设备;
———第4部分:3级设备;
———第5部分:小型设备;
———第6部分:堆内构件;
———第7部分:设备支承;
———第8部分:低压或常压储罐。
本文件代替GB/T16702—2019《压水堆核电厂核岛机械设备设计规范》的第9章堆内构件,与
GB/T16702—2019中第9章相比,除结构调整和编辑性改动外,主要技术变化如下:
———更改了边界划分(见4.2.3,2019年版的9.1.1.1.3);
———更改了文件的相关要求(见4.1,2019年版的4.1.2);
———增加了焊材的相关要求(见5.2);
———更改了堆内构件用材中的钴含量的要求(见5.4,2019年版的9.2.4);
———更改了堆内构件采用的材料标准(见表1,2019年版的表75);
———删除了“铸件”的表述和相关内容(见2019年版的表75,9.2.3.1,9.2.3.2):
———更改了制造过程中进行焊接、热加工或热处理导致晶间腐蚀敏感性的温度下限(见5.4,2019年版
的9.2.3);
———增加了“超声与渗透检验”“焊道间的渗透检测”两种检验组合对应的焊缝系数(见表8);
———增加了“液体渗透检测和射线检测均按1级焊缝的要求执行”(见7.4.6.2);
———增加了“当管子外径ϕ<90mm 射线检测时,像质计可平行于管焊缝放置”(见7.5.1.5)。
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(SAC/TC58)提出并归口。
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、中广核工程有限
公司、中国核电工程有限公司、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。
本文件主要起草人:王庆田、胡朝威、傅孝龙、丁宗华、李燕、谢海、蒋兴钧、肖威、黄宗仁、文静、刘文进、
曾忠秀、李红鹰、孙英学、何培峰、郑连刚、邱阳、魏微、冯志鹏、王仲辉、张翟、杨义忠、姚俊俊、林绍萱、张明、
薛国宏、黄磊、冉小兵、刘言午、黄建学、郭利峰、路晓晖、唐雨建、李华、左树春、凌礼恭、李海龙、潘俊、
宿希慧、吴飞飞、李茳。
本文件及其所代替文件的历次版本发布情况为:
———1996年首次发布为GB/T10702—1996,2019年第一次修订;
———本次为第二次修订,将其拆分为8个部分,本文件编号调整为GB/T16702.6—2025。
Ⅲ
GB/T167
CCSF69
中华人民共和国国家标准
GB/T16702.6—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6部分:堆内构件
Designspecificationformechanicalcomponentsinnuclearislandofpressurized
waterreactornuclearpowerplants—Part6:Reactorvesselinternals
2025-02-28发布2025-02-28实施
国家市场监督管理总局
国家标准化管理委员会发布
目 次
前言………………………………………………………………………………………………………… Ⅲ
引言………………………………………………………………………………………………………… Ⅳ
1 范围……………………………………………………………………………………………………… 1
2 规范性引用文件………………………………………………………………………………………… 1
3 术语和定义……………………………………………………………………………………………… 2
4 通则……………………………………………………………………………………………………… 2
4.1 文件………………………………………………………………………………………………… 2
4.2 堆内构件的范围和分类…………………………………………………………………………… 2
4.3 标识………………………………………………………………………………………………… 3
5 材料……………………………………………………………………………………………………… 4
5.1 概述………………………………………………………………………………………………… 4
5.2 材料选用要求……………………………………………………………………………………… 4
5.3 晶间腐蚀敏感性…………………………………………………………………………………… 5
5.4 堆内构件用材中的钴含量………………………………………………………………………… 5
6 设计……………………………………………………………………………………………………… 6
6.1 设计总则…………………………………………………………………………………………… 6
6.2 堆内构件结构性能分析规则……………………………………………………………………… 8
6.3 堆芯支承结构件焊接设计………………………………………………………………………… 30
7 制造及检验……………………………………………………………………………………………… 33
7.1 概述………………………………………………………………………………………………… 33
7.2 制造与检验的文件和要求………………………………………………………………………… 33
7.3 制造工艺…………………………………………………………………………………………… 33
7.4 焊接………………………………………………………………………………………………… 34
7.5 无损检验的特殊要求……………………………………………………………………………… 35
Ⅰ
GB/T16702.6—2025
前 言
本文件按照GB/T1.1—2020《标准化工作导则 第1部分:标准化文件的结构和起草规则》的规定
起草。
本 文件是GB/T16702《压水堆核电厂核岛机械设备设计规范》的第6部分。GB/T16702已经发
布了以下部分:
———第1部分:总则;
———第2部分:1级设备;
———第3部分:2级设备;
———第4部分:3级设备;
———第5部分:小型设备;
———第6部分:堆内构件;
———第7部分:设备支承;
———第8部分:低压或常压储罐。
本文件代替GB/T16702—2019《压水堆核电厂核岛机械设备设计规范》的第9章堆内构件,与
GB/T16702—2019中第9章相比,除结构调整和编辑性改动外,主要技术变化如下:
———更改了边界划分(见4.2.3,2019年版的9.1.1.1.3);
———更改了文件的相关要求(见4.1,2019年版的4.1.2);
———增加了焊材的相关要求(见5.2);
———更改了堆内构件用材中的钴含量的要求(见5.4,2019年版的9.2.4);
———更改了堆内构件采用的材料标准(见表1,2019年版的表75);
———删除了“铸件”的表述和相关内容(见2019年版的表75,9.2.3.1,9.2.3.2):
———更改了制造过程中进行焊接、热加工或热处理导致晶间腐蚀敏感性的温度下限(见5.4,2019年版
的9.2.3);
———增加了“超声与渗透检验”“焊道间的渗透检测”两种检验组合对应的焊缝系数(见表8);
———增加了“液体渗透检测和射线检测均按1级焊缝的要求执行”(见7.4.6.2);
———增加了“当管子外径ϕ<90mm 射线检测时,像质计可平行于管焊缝放置”(见7.5.1.5)。
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(SAC/TC58)提出并归口。
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、中广核工程有限
公司、中国核电工程有限公司、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。
本文件主要起草人:王庆田、胡朝威、傅孝龙、丁宗华、李燕、谢海、蒋兴钧、肖威、黄宗仁、文静、刘文进、
曾忠秀、李红鹰、孙英学、何培峰、郑连刚、邱阳、魏微、冯志鹏、王仲辉、张翟、杨义忠、姚俊俊、林绍萱、张明、
薛国宏、黄磊、冉小兵、刘言午、黄建学、郭利峰、路晓晖、唐雨建、李华、左树春、凌礼恭、李海龙、潘俊、
宿希慧、吴飞飞、李茳。
本文件及其所代替文件的历次版本发布情况为:
———1996年首次发布为GB/T10702—1996,2019年第一次修订;
———本次为第二次修订,将其拆分为8个部分,本文件编号调整为GB/T16702.6—2025。
Ⅲ
GB/T167