压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 第7部分：设备支承 |
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| 标准编号：GB/T 16702.7-2025 |
标准状态：现行 |
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| 标准价格：112.0 元 |
客户评分：  |
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本文件规定了压水堆核电厂核岛机械中设备支承的材料、设计、制造、检验和标准支承件等要求。
本文件适用于GB/T 16702.1-2025中规定的设备支承及其零部件。 |
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| 英文名称： |
Design specification for mechanical components in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants—Part 7：Supports |
 替代情况： |
部分代替：GB/T 16702-2019 |
| 中标分类： |
能源、核技术>>核反应堆>>F69核反应堆与 核电厂核岛设备 |
| ICS分类： |
能源和热传导工程>>核能工程>>27.120.20核电站、安全 |
| 发布部门： |
国家市场监督管理总局 国家标准化管理委员会 |
| 发布日期： |
2025-02-28 |
| 实施日期： |
2025-02-28
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| 提出单位： |
全国核能标准化技术委员会(SAC/TC 58) |
| 归口单位： |
全国核能标准化技术委员会(SAC/TC 58) |
| 起草单位： |
中国核动力研究设计院、核工业标准化研究所、中广核工程有限公司、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、生态环境部核与辐射安全中心、中机生产力促进中心 |
| 起草人： |
黄燕、孙英学、陈昊、苏应斌、傅孝龙、吴飞飞、蒋运友、魏微、左树春、田俊、汤臣杭、谭波、刘一泽、冯志鹏、杨传胜、余平、黄宗仁、曾忠秀、李红鹰、杨静瑞、何劲松、蒋鸿、韩铮、肖韵菲、郑连纲、苏荣福、刘文进、邱阳、梁雪元、邓瑞源、刘尚源、李茳、梁蕴、董振邦等 |
| 页数： |
64页【图】 |
| 出版社： |
中国标准出版社 |
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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《压水堆核岛机械设备设计规范》的第7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10章设备支承。与GB/T16702—2019中第10章相比,除结构调整和编辑性改动外,主要技术变化如下:
———增加了支承文件的一般要求(见4.5.1);
———增加了板材在厚度方向的性能要求(见5.3.1);
———删除了关于异常工况的描述(见2019年版的10.3.1.2.1、10.3.1.3.2.1、10.3.1.3.2.2);
———更改了板型或壳型支承件S2级、标准支承件的分析法相关要求(见6.1.8.4表2,2019年版的
表84):
———更改了板型或壳型支承件一次加二次应力的限值要求(见6.2.2.2.2,2019年版的10.3.2.2.2);
———更改了板壳和线性支承件 B级准则的应力限制系数(见6.2.2.3,2019年版的10.3.2.2.3);
———更改了板壳和线性支承件 C级准则的应力限制系数[见6.2.2.4a),2019年版的10.3.2.2.4a)];
———增加了板壳型支承屈曲分析评价准则(见6.2.2.6.4和6.3.2.6.3);
———更改了线性支承件 A 级和B级准则中一次加二次应力的限值要求,删除了 C级准则中应力不考虑自由端位移受约束和由于锚固件的位移引起的应力的规定(见6.2.3.2.1,2019年版的10.3.2.3.2);
———删除了典型情况的应力分类表 (见2019年版的表86);
———删除了S1级 板 型 或 壳 型 支 承 件 进 行 分 析 时 的 应 力 分 类 及 相 应 限 值 图 (见 2019 年 版 的图219);
———增加了S1级和S2级线型支承件焊接接头的许用应力限值的确定方法(见表4);
———增加了1级、2级和3级容器支承成形件的公差要求(见7.3.4.2);
———增加了螺栓连接相关要求(见7.3.7);
———更改了焊缝的施焊与检验要求[见7.4.1a),2019年版的10.4.4.1];
———删除了“两次检校的时间间隔不超过6个月”的要求[见2019年版10.4.4.2c)];
———更改了S2级焊缝液体渗透检测或磁粉检测验的收准则(见7.4.3,2019年版的10.4.4.3);
———更改了对铁素体刚焊缝的无损检测要求(见表6脚注c,2019年版的表90脚注c);
———更改了液体渗透检测、磁粉检测和射线检测要求[见7.5.3.1a)和 7.5.3.1b),2019 年版的10.4.5.3.1];
———更改了支承焊缝液体渗透检测、磁粉检测和射线照相检测的验收准则[见7.5.3.4a),2019年版的10.4.5.3.4a)和b)]。
———更改了确定标准支承件的使用温度的方法[见8.5.2a),2019年版的10.5.5.2a)]。
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、核工业标准化研究所、中广核工程有限公司、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、生态环境部核与辐射安全中心、中机生产力促进中心。
本文件主要起草人:黄燕、孙英学、陈昊、苏应斌、傅孝龙、吴飞飞、蒋运友、魏微、左树春、田俊、汤臣杭、谭波、刘一泽、冯志鹏、杨传胜、余平、黄宗仁、曾忠秀、李红鹰、杨静瑞、何劲松、蒋鸿、韩铮、肖韵菲、郑连纲、苏荣福、刘文进、邱阳、梁雪元、邓瑞源、刘尚源、李茳、梁蕴、董振邦、何英勇、陈笋、余权舟、杨义忠、许辉焱、左波、武心壮、关岭松、张耀春、郭利峰、徐小刚、孟祥盖、孙奕昀、高晨、潘俊、宿希慧。
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/T16702—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/T16702.7—2025。 |
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前言 Ⅲ
引言 Ⅴ
1 范围 1
2 规范性引用文件 1
3 术语和定义 2
4 总体要求 2
4.1 通则 2
4.2 适用边界 3
4.3 支承件的分级 9
4.4 支承件与连接件的类型 10
4.5 文件 18
4.6 标识 20
5 材料 22
5.1 概述 22
5.2 材料选用原则 22
5.3 补充规定 23
6 设计 24
6.1 通则 24
6.2 S1级支承件的设计规则 31
6.3 S2级支承件的设计 40
7 制造及其检验 43
7.1 总体要求 43
7.2 制造文件及对制造的要求 43
7.3 制造工艺 43
7.4 产品焊缝 45
7.5 焊缝的无损检测 47
8 标准支承件和标准支承件构件 50
8.1 通则 50
8.2 材料 51
8.3 标准支承件的样机鉴定 51
8.4 鉴定时进行的机械性能试验与无损检测 51
8.5 标准支承件的使用 53 |
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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。
GB/T3098 紧固件机械性能
GB/T5313 厚度方向性能钢板
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GB/T16702.4—2025 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 第4部分:3级设备
GB/T16702.5 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 第5部分:小型设备
GB/T19804 焊接结构的一般尺寸公差和形位公差
NB/T20001 压水堆核电厂核岛机械设备制造规范
NB/T20002(所有部分) 压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范
NB/T20002.6 压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范 第6部分:产品焊接
NB/T20003(所有部分) 核电厂核岛机械设备无损检测
NB/T20003.2—2021 核电厂核岛机械设备无损检测 第2部分:超声检测
NB/T20003.3 核电厂核岛机械设备无损检测 第3部分:射线检测
NB/T20003.4 核电厂核岛机械设备无损检测 第4部分:渗透检测
NB/T20003.5 核电厂核岛机械设备无损检测 第5部分:磁粉检测
NB/T20003.7 核电厂核岛机械设备无损检测 第7部分:目视检测
NB/T20005.7 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第7部分:1、2、3级设备用钢板
NB/T20005.8 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第8部分:S1、S2级支承件用钢板、型钢和钢棒
NB/T20005.9 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第9部分:2、3级设备用无缝钢管
NB/T20005.11 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第11部分:S1、S2级支承件用无缝钢管
NB/T20006.16 压水堆核电厂用合金钢 第16部分:稳压器支承构件用锰-镍-钼钢厚钢板
NB/T20007.1 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
NB/T20007.5 压水堆核电厂用不锈钢 第5部分:1、2、3级设备用奥氏体不锈钢钢板
NB/T20007.7 压水堆核电厂用不锈钢 第7部分:S1、S2级支承用奥氏体不锈钢钢板和钢带
NB/T20007.14 压水堆核电厂用不锈钢 第14部分:1、2、3级奥氏体不锈钢锻、轧棒
NB/T20008.1 压水堆核电厂用其他材料 第1部分:反应堆冷却剂系统支承件用合金钢锻件
NB/T20008.2 压水堆核电厂用其他材料 第2部分:蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵和主蒸汽管
路支承件用锰-钼-钒合金钢铸件
NB/T20008.11 压水堆核电厂用其他材料 第11部分:支承件及连接件用锻轧棒
NB/T20008.13 压水堆核电厂用其他材料 第13部分:1、2、3级螺柱、螺栓、螺钉、螺杆和螺母
NB/T20191 压水堆核电厂结构设计中在役检查的可达性准则 |
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