NB/T 20481-2018 压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范

ICS27.120.20
F69
备案号：62817-2018 NB
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20481—2018
压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范
Rules for design and fabrication of the primary coolant piping in pressurized water reactor nuclear power plants

2018-03-22发布 2018-09-01实施
国家能源局 发布

1范围
本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道（以下简称“主管道”）的总则、设计、制造、检验、包装、贮存和运输等要求。
本标准适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道的设计和制造。
2规范性引用文件
下列文件对于本文件的应用是必不可少的凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件。
凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件
国务院500号令民用核安全设备监督管理条例
HAF003核电厂质量保证安全规定
HAD003/04核电厂质量保证记录制度
HAF601民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定
HAF602民用核安全设备无损检验人员资格管理规定
HAF603民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定
GB/T16702-—1996压水堆核电厂核岛机械设各设计规范
GB/T17569压水堆核电厂物项分级
NB/T20001一2013压水堆核电厂核岛机械设备制造规范
NB/T20002.1一2013压水堆核电核岛机械设备焊接规范第1部分：通用要求
NB/T20002.2压水堆核电厂广核岛机械设备焊接规范第2部分：焊接填充材料验收
NB/T20002.3压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3焊接工艺评定
NB/T20002.4压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第4部分：焊接填充材料评定
NB/T20002.5压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第5部分：制造车间评定
NB/T20002.6一2013压水堆核电厂核岛机械设各焊接规范第6部分：产品焊接
NB/T20003.1核电厂核岛机械设备无损检测第1部分：通用要求
NB/T20003.2一2010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核电厂核岛机械设各无损检测第4部分：渗透检测
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/T20004核电厂核岛机械设备材料理化检验方法
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/T20007.13压水堆核电厂用不锈钢第13部分：反应堆冷却剂管道用控氮奥氏体不锈钢锻造管和弯管

NB/T20007.27压水堆核电厂用不锈钢第27部分：反应堆冷却剂系统管道用奥氏体-铁素体不锈钢铸造弯管和斜接管嘴
3总则
3.1资格
3.1.1主管道的设计单位、制造单位应按国务院500号令和HAF601的要求取得国家核安全局颁发的许可证。
3.1.2主管道的设计单位、制造单位应按HAF003及有关安全导则建立适用的质量保证体系。
3.2职责
3.2.1设计单位的职责
3.2.1.1设计单位应对设计文件的正确性和完整性负责。
3.2.1.2主管道的设计文件至少应包括设计计算书和设计图纸。
3.2.1.3设计单位应接受国家核安全监管部门的监督检查，
3.2.2制造单位的职责
3.2.2.1制造单位应按照设计图纸及技术文件要求进行制造，如需对原设计进行修改，应征得原设计单位的书面批准。
3.2.2.2制造单位应对采购和分包活动进行控制，包括供方的选择、采购和分供方活动的监督检查等。
3.2.2.3制造单位的检查部门在主管道制造过程中和完工后，应按本标准和图纸规定对主管道进行检验和试验，提供报告，并对报告的正确性和完整性负责。
3.2.2.4制造单位对其制造的主管道（包含焊接见证件）至少应具有下列技术文件备查：
a)制造工艺图或制造工艺卡；
b)材料证明文件及材料表：
c)焊接和热处理等工艺评定报告及工艺的过程记录：
d)检验和试验记录：
e)竣工图；
f)不符合项报告（如有）；
g)质量计划。
3.2.2.5制造单位应接受国家核安全监管部门的监督检查。

4设计依据
4.1功能要求
主管道的基本功能是连接反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵（简称主泵），形成封闭环路，提供反应堆冷却剂循环流道，把堆芯的热量经蒸汽发生器传给二回路，是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分。
4.2设备组成
主管道由相应数量的直管段、弯头或弯管及接管嘴组成。

投稿会员：芳华