標準解讀
《GB/T 16702-2019 壓水堆核電廠核島機械設備設計規(guī)范》相比于《GB/T 16702-1996 壓水堆核電廠核島機械設備設計規(guī)范》,主要在以下幾個方面進行了更新和調(diào)整:
-
技術內(nèi)容的更新:新版標準吸納了近二十年來壓水堆核電廠設計、建造及運行中的最新技術成果和經(jīng)驗反饋,對核島機械設備的設計要求進行了全面修訂,以適應核電技術的進步和安全要求的提高。
-
安全標準的提升:根據(jù)國際原子能機構(gòu)(IAEA)發(fā)布的最新安全導則和技術文件,以及國內(nèi)外核安全法規(guī)的最新要求,加強了對設備的安全設計要求,特別是在抗震、防火、防止內(nèi)部災害擴散等方面提出了更嚴格的規(guī)定。
-
材料與制造要求:更新了對材料選擇、制造工藝和質(zhì)量控制的要求,引入了更多的高性能材料標準和先進的制造技術,確保設備長期運行的可靠性和安全性。
-
環(huán)境適應性:考慮到全球氣候變化可能對核電站運行帶來的影響,新版標準增加了對極端氣候條件下的設備設計考慮,如增強的抗臺風、海嘯防護措施等。
-
數(shù)字化與信息化:隨著信息技術的發(fā)展,新標準鼓勵采用三維設計、數(shù)字孿生等現(xiàn)代設計方法,提高設計的準確性和效率,并為設備的全生命周期管理提供支持。
-
可維護性和可檢修性:強調(diào)了設備設計應便于維護和檢修,規(guī)定了更為詳細的可維護性要求,以減少停機時間,提高核電站的可用率。
-
退役考慮:新增了關于設備設計需考慮未來退役處理的指導原則,確保核設施安全、經(jīng)濟、環(huán)保地完成其生命周期。
這些變化旨在確保核島機械設備的設計既滿足當前的高安全標準,又能夠適應技術進步和未來運營的需求,從而全面提升核電站的安全性、可靠性和經(jīng)濟性。
如需獲取更多詳盡信息,請直接參考下方經(jīng)官方授權發(fā)布的權威標準文檔。
....
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- 現(xiàn)行
- 正在執(zhí)行有效
- 2019-12-31 頒布
- 2020-07-01 實施
文檔簡介
ICS2712020
F69..
中華人民共和國國家標準
GB/T16702—2019
代替
GB/T16702—1996
壓水堆核電廠核島機械設備設計規(guī)范
Designcodeformechanicalcomponentsinnuclearislandofpressurized
waterreactornuclearpowerplants
2019-12-31發(fā)布2020-07-01實施
國家市場監(jiān)督管理總局發(fā)布
國家標準化管理委員會
中華人民共和國
國家標準
壓水堆核電廠核島機械設備設計規(guī)范
GB/T16702—2019
*
中國標準出版社出版發(fā)行
北京市朝陽區(qū)和平里西街甲號
2(100029)
北京市西城區(qū)三里河北街號
16(100045)
網(wǎng)址
:
服務熱線
:400-168-0010
年月第一版
20203
*
書號
:155066·1-63878
版權專有侵權必究
GB/T16702—2019
目次
前言
…………………………Ⅲ
范圍
1………………………1
規(guī)范性引用文件
2…………………………1
術語和定義
3………………4
總則
4………………………5
本標準的使用
4.1………………………5
不符合項處理
4.2………………………5
文件
4.3…………………6
遵守本標準的設備及其級別
4.4………………………9
質(zhì)量保證
4.5……………11
級設備
51…………………12
概述
5.1…………………12
材料
5.2…………………15
設計
5.3…………………21
制造及其檢驗
5.4……………………135
主回路系統(tǒng)級設備的壓力試驗
5.51………………139
超壓保護
5.6…………………………144
級設備
62………………153
概述
6.1………………153
材料
6.2………………156
設計
6.3………………164
制造及其檢驗
6.4……………………357
級設備的壓力試驗
6.52……………360
超壓保護
6.6…………………………365
級設備
73………………374
概述
7.1………………374
材料
7.2………………375
級設備設計
7.33……………………379
制造及其檢驗
7.4……………………385
級設備的壓力試驗
7.53……………385
超壓保護
7.6…………………………385
小型設備
8………………385
概述
8.1………………385
材料
8.2………………386
設計
8.3………………387
制造及其檢驗
8.4……………………391
Ⅰ
GB/T16702—2019
泵的鑒定及驗收試驗
8.5……………396
堆內(nèi)構(gòu)件
9………………398
概述
9.1………………398
材料
9.2………………401
設計
9.3………………403
制造及其檢驗
9.4……………………430
無損檢驗
9.5…………………………433
設備支承件
10……………434
概述
10.1………………434
材料
10.2………………455
設計
10.3………………456
制造及其檢驗
10.4……………………477
標準支承件和標準支承構(gòu)件
10.5……………………485
低壓或常壓儲罐
11………………………489
概述
11.1………………489
材料
11.2………………492
設計
11.3………………493
制造及其檢驗
11.4……………………520
低壓或常壓儲罐的試驗
11.5…………531
附錄規(guī)范性附錄設計用的材料性能
A()……………535
附錄規(guī)范性附錄試驗應力分析
B()……………………571
附錄規(guī)范性附錄基本許用應力限值的確定
C()………580
附錄規(guī)范性附錄承受外壓的設備的設計規(guī)則
D()……………………583
附錄資料性附錄圓形法蘭螺栓連接設計
E()…………596
附錄規(guī)范性附錄線性支承件設計規(guī)則
F()……………616
附錄規(guī)范性附錄確定級容器開孔補強的規(guī)則
G()1…………………650
附錄資料性附錄幾何不連續(xù)區(qū)域疲勞分析
H()……………………654
附錄資料性附錄要求遵守級準則的工況下適用于一級管道分析的其他規(guī)則
I()A,……………657
附錄資料性附錄級準則的有關規(guī)則
J()D……………669
附錄資料性附錄快速斷裂的防止
K()………………676
附錄資料性附錄確定使用系數(shù)應遵循的規(guī)則
L()……………………689
附錄規(guī)范性附錄材料的補充要求
M()………………693
附錄規(guī)范性附錄支承件焊接填充材料的驗收與焊接工藝評定
N()………………712
Ⅱ
GB/T16702—2019
前言
本標準按照給出的規(guī)則起草
GB/T1.1—2009。
本標準代替壓水堆核電廠核島機械設備設計規(guī)范與
GB/T16702—1996《》。GB/T16702—1996
相比除編輯性修改外主要技術變化如下
,:
調(diào)整了標準的結(jié)構(gòu)
———:
刪除了本規(guī)范的結(jié)構(gòu)將其中的部分內(nèi)容添加到了范圍規(guī)范性引用文
●“A1000”,“1”“2
件中
”;
刪除了總則按照的要求增加了術語和定義并在第章總則
●“A2000”,GB/T1.1,“3”,4“”
中適當保留了本標準的使用不符合項處理等內(nèi)容
“4.1”“4.2”;
將年版的文件遵守本規(guī)范的設備和等級質(zhì)量保證調(diào)整
●1996“A3000”“A4000”“A5000”
為第章總則的文件遵守本標準的設備和等級質(zhì)量保證
4“”“4.3”“4.4”“4.5”;
年版的篇分別調(diào)整為第章
●1996B、C、D、E、G、H、J5~11;
年版的附錄分別調(diào)整為附錄規(guī)范性附錄附錄規(guī)
●1996ZⅠ、ZⅡ、ZⅢ、ZⅣ、ZⅤ、ZⅥA()、B(
范性附錄附錄規(guī)范性附錄附錄規(guī)范性附錄附錄資料性附錄附錄規(guī)范
)、C()、D()、E()、F(
性附錄
);
年版的附錄分別調(diào)整為附錄資料性附錄附錄
●1996ZA、ZD、ZE、ZF、ZG、ZH、ZSG()、H
資料性附錄附錄資料性附錄附錄資料性附錄附錄資料性附錄附錄
()、I()、J()、K()、L
資料性附錄附錄資料性附錄
()、M();
根據(jù)版內(nèi)容對年版中主回路系統(tǒng)級設備的壓力試驗進行了整
———RCC-M2007,1996“B50001”
體修改
;
根據(jù)版內(nèi)容增加了超壓保護超壓保護超壓保護
———RCC-M2007,“5.6”“6.6”“7.6”;
增加了規(guī)范性附錄支承件焊接填充材料的驗收與焊接工藝評定
———N“”。
本標準由全國核能標準化技術委員會提出并歸口
(SAC/TC58)。
本標準起草單位中國核動力研究設計院中國核電工程有限公司中廣核工程有限公司
:、、。
本標準主要起草人朱建軍鐘元章羅英隋海明付文峻王保平楊敏馬姝麗邱天謝國福
:、、、、、、、、、、
付強劉文進李磊吳萬軍鄒鳴中傅孝龍鄭連綱湯臣杭蔣鴻羅毅軍李燕譚波黃敏王園
、、、、、、、、、、、、、、
周高斌劉宏斌張意翼胡朝威孫英學呂勇波盧岳川楊立才劉純一鄭越崔嵐路曉暉趙德鵬
、、、、、、、、、、、、、
趙樹峰牛艷穎張衛(wèi)朱京梅郎瑞峰曲昌明張吉來劉虎王曉江段遠剛陰志英陳駿劉攀
、、、、、、、、、、、、、
鄧小云何國偉冉小兵陳航任紅兵金挺
、、、、、。
本標準于年月首次發(fā)布
199612。
Ⅲ
GB/T16702—2019
壓水堆核電廠核島機械設備設計規(guī)范
1范圍
本標準規(guī)定了壓水堆核電廠核島機械設備的設計規(guī)則包括級設備級設備級設備小型設
,1、2、3、
備堆內(nèi)構(gòu)件設備支承件低壓或常壓儲罐
、、、。
本標準適用于壓水堆核電廠核島機械設備的設計
。
2規(guī)范性引用文件
下列文件對于本文件的應用是必不可少的凡是注日期的引用文件僅注日期的版本適用于本文
。,
件凡是不注日期的引用文件其最新版本包括所有的修改單適用于本文件
。,()。
壓力容器
GB/T150.3—2011
緊固件機械性能
GB/T3098
高壓鍋爐用無縫鋼管
GB/T5310
厚度方向性能鋼板
GB/T5313
焊接材料采購指南
GB/T25778—2010
壓水堆核電廠核島機械設備制造規(guī)范
NB/T20001—2013
所有部分壓水堆核電廠核島機械設備焊接規(guī)范
NB/T20002—2013()
核電廠核島機械設備無損檢測第部分通用要求
NB/T20003.11:
核電廠核島機械設備無損檢測第部分超聲檢測
NB/T20003.22:
核電廠核島機械設備無損檢測第部分射線檢測
NB/T20003.33:
核電廠核島機械設備無損檢測第部分滲透檢測
NB/T20003.44:
核電廠核島機械設備無損檢測第部分磁粉檢測
NB/T20003.55:
核電廠核島機械設備無損檢測第部分管材制品渦流檢測
NB/T20003.66:
核電廠核島機械設備無損檢測第部分目視檢測
NB/T20003.77:
核電廠核島機械設備無損檢測第部分泄漏檢測
NB/T20003.88:
核電廠核島機械設備材料理化檢驗方法
NB/T20004—2014
壓水堆核電廠用碳鋼和低合金鋼第部分級鍛件
NB/T20005.1
溫馨提示
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