CCS F 69 ICS 27.120.20 GB 中华人民共和国国家标准 GB/T 16702.4-2025 部分代替GB/T16702-2019 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 第4部分：3级设备 Design specification for mechanical ponents in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants-Part 4:Class3ponents 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 16702.4-2025 目次 前言 引言 1范围 2规范性引用文件 3术语和定义 4通则. 4.1应编制的文件 4.2设备及管道的部件和附件的边界 4.3标识 5材料 5.1述 5.2材料选用原则 5.3晶间腐蚀敏感性 10 5.4奥氏体和奥氏体-铁素体不锈钢及镍-铬-铁合金的钻含量 11 5.5泵内部构件的分类（结构类别） 12 6设计 12 6.1设计通则. 12 6.2容器设计规则. 12 6.3泵的设计规则 14 6.4闵门通用设计规则 14 6.5管道设计 18 7制造及其检验 6[ 8压力试验 19 9超压保护. 6[ 参考文献
GB/T 16702.42025 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4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7章3级设备.与 GB/T16702一2019中第7章相比，除结构调整和编辑性改动外，主要技术变化如下： 一增加了适用的管辖范围，对3级设备部件和附件的边界予以了详细规定（见4.2）： 一更改了部分采用的材料标准，采纳了两条技术路线统一中所进行的材料标准统一以及材料牌 号统一的成果（见5.2，2019年版的7.2.2）； 增加了根据使用场景划分的钻含量要求（见5.4.3）： -增加了不同焊接方法和无损检测比例对应的焊接接头系数（见6.2.2）.
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本文件由全国核能标准化技术委员（SAC/TC58）会提出并归口.
本文件起草单位：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核动力研究 设计院、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.
本文件主要起草人：左树春、朱京梅、晋文娟、孟祥盖、缪岭、周全、张耀春、杨传胜、董安、张峰、 刘嘉一、龚钊、孙佳围、高文迦、王超、范章、盛锋、王振锋、尤岩、高永建、顾春辉、倪依雨、宋煜、田雅婧、 傅孝龙、林一山、丰娟娟、孙奕的、盛朝阳、高晨、宿希慧、李璎珂、吴飞飞、李莊.
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； 一本次为第二次修订，将其拆分为8个部分，本文件编号调整为GB/T16702.4-2025.
