CCS F 69 ICS 27.120.20 GB 中华人民共和国国家标准 GB/T 16702.6-2025 部分代替GB/T16702-2019 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 第6部分：堆内构件 Design specification for mechanical ponents in nuclear island of pressurized water reactor nuclear power plants-Part 6:Reactor vessel internals 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
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GB/T 16702.6-2025 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文件 4.2维内构件的范围和分类 4.3标识 ........ 5材料 5.1述 5.2材料选用要求 5.3晶间腐蚀敏感性 5.4维内构件用材中的钻含量 6设计 6.1设计总则 6.2维内构件结构性能分析规则 6.3维芯支承结构件焊接设计 30 7制造及检验 7.1述. 33 7.2制造与检验的文件和要求 33 7.3制造工艺 33 7.4焊接 7.5无损检验的特殊要求
GB/T 16702.6-2025 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6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9章堆内构件，与 GB/T16702一2019中第9章相比，除结构调整和编辑性改动外，主要技术变化如下： 更改了边界划分（见4.2.3.2019年版的9.1.1.1.3）： 更改了文件的相关要求（见4.1 2019年版的4.1.2）： 增加了焊材的相关要求（见5.2）； 一更改了堆内构件用材中的钻含量的要求（见5.4，2019年版的9.2.4）； -更改了堆内构件采用的材料标准（见表1，2019年版的表75）； 删除了“铸件”的表述和相关内容（见2019年版的表75，9.2.3.1，9.2.3.2）： 更改了制造过程中进行焊接、热加工或热处理导致晶间腐蚀敏感性的温度下限（见5.4，2019年版 的9.2.3); 增加了“超声与渗透检验"焊道间的渗透检测”两种检验组合对应的焊缝系数（见表8）： 增加了“液体渗透检测和射线检测均按1级焊缝的要求执行”（见7.4.6.2）； 增加了“当管子外径<90mm射线检测时，像质计可平行于管焊缝放置"（见7.5.1.5）. 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、中广核工程有限 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、核工业标准化研 究所. 本文件主要起草人：王庆田、胡朝威、傅孝龙、丁宗华、李燕、谢海、蒋兴钧、肖威、黄宗仁、文静、刘文进、 曾忠秀、李红鹰、孙英学、何培峰、郑连刚、邱阳、魏微、冯志鹏、王仲辉、张翟、杨义忠、姚俊俊、林绍萱、张明、 薛国宏、黄磊、冉小兵、刘言午、黄建学、郭利峰、路晓晖、唐雨建、李华、左树春、凌礼恭、李海龙、潘俊、 宿希慧、吴飞飞、李莅， 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/T10702-1996，2019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/T16702.6-2025.
