CCS F 69 ICS 27.120.20 中华人民共和国国家标准 部分代替GB/T16702-2019 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 Design specification for mechanical ponents in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants-Part 2:Class1ponents 2025-02-28发布 2025-02-28实施 国家标准化管理委员会 国家市场监督管理总局 发布
GB/T 16702.2-2025 目 次 前言 引言 1范围 2规范性引用文件 3术语和定义 4.11级设备及管道的部件和附件的边界 4.2文件 4.3标识 5材料 10 5.1 10 5.2材料的选用. 10 5.3 晶间腐蚀敏感性 16 5.4钻含量要求 6设计. 17 6.1 设计规则 17 6.2设备性能分析通则 22 6.3容器的通用设计. 48 6.4泵的设计 6.5阀门通用设计 65 6.6管道设计 7制造及检验 144 7.1述 7.2制造与检验的初步文件和要求 145 7.3制造工艺 7.4焊接相关技术要求 ** 146 81级设备的压力试验 149 8.1总则. 8.2水压试验的一般要求 * 149 8.3阀门的特殊试验要求 153 9超压保护 153 9.1通则 153 9.2超压分析报告 157
GB/T 16702.2-2025 9.3排量要求 158 9.4 直接式压力限制装置的整定压力 158 压力释放阀的设计和运行技术要求 159 9.6 非重闭式压力释放装置 163 9.7排量的确定 .... 163
GB/T 16702.2-2025 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3的第2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5章1级设备，与 GB/T16702-2019中第5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1级设备及管道的部件和附件的边界（见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1级 设备材料选用（见表1，2019年版的表2）； 更改了工况分类描述（见6.1.2，2019年版的5.3.1.2）； 增加了B级准则和T级准则（见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6.2.3，2019年版的5.3.2.3）； 增加了儿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7，并增加了最后两列材料及其相应数据（见表7，2019年版的表7）； 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）， 2019 年版的 5.4.2.3.1a)]; 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7.2.3.1b），2019年版的 5 4.2.3.1b)]; 更改了低合金钢焊接推荐的最低预热温度（见7.4.4，2019年版的5.4.4.4）； 更改了单个容器的试验压力要求（见8.2.2.1.2019年版的5.5.2.2.1）； 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8.2.2.6，2019年版的5.5.2.2.6）.
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（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.
I
