反应堆冷却剂空心锻造主管道用控氮奥氏体不锈钢锻件-编制说明（征求意见稿）.docx

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1、反应堆冷却剂空心锻造主管道用控氮奥氏体不锈钢锻件编制说明（征求意见稿）一、工作简况1、任务来源反应堆冷却剂空心锻造主管道用控氮奥氏体不锈钢锻件是为适应核电锻件制造技术发展需求，将先进的科研成果和成熟的实践经验相结合，由中国第一重型机械股份公司等单位编制。本标准经过中国核能行业协会评审并经过公示后予以立项，由中国第一重型机械股份公司与中国核能行业协会签订中国核能行业协会团体标准制修订专项技术服务合同。反应堆冷却剂空心锻造主管道用控氮奥氏体不锈钢锻件标准编制周期为16个月，自2021年9月1日至2022年12月31日，其中项目的节点要求如下： 2022年2月28日前，完成项目征求意见稿。 2022

2、年4月30日前，完成项目送审稿。 2022年8月31日前，完成项目报批稿。2、主要工作过程（1）标准起草阶段（2021年9月1日至2022年2月28日）本标准立项后，中国第一重型机械股份公司立即成立标准编制小组（以下称“编制小组”），负责分解工作任务、资料收集、调研分析和本标准各阶段的编制工作；随后，中国第一重型机械股份公司与深圳中广核工程设计有限公司、中国核动力研究设计院、苏州热工研究院有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中国核电工程有限公司、二重（德阳）重型装备有限公司成立了标准编制工作组（以下称“工作组”），负责为本标准提供相应技术文件、技术支持和对标准文本的评审工作。在明确工作任务

3、后，编制小组首先梳理并总结了中国第一重型机械股份公司多年来核电制造项目中的工程数据和制造经验，收集了国标（GB）和能源标准（NB）有关的检测、检验标准，消化吸收“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”重大专项课题“主管道空心锻造技术研究”(2015ZX060002004-007)及其他中国第一重型机械股份公司在AP1000、华龙一号防城港及三澳主管道项目上的自主研发的科研成果，并对上述所有方面进行了研究和分析，确立编制标准的构架以及技术内容。同时，根据核电标准体系研究的前期工作分析结果，确定了本标准编制的进度安排。2021年9月，编制小组在上述工作基础上完成本标准工作组讨论稿；2021年10月，中

4、国第一重型机械股份公司组织召开本标准工作组讨论稿技术审查会，工作组成员对工作组讨论稿的内容条款、技术指标等进行逐条研讨,对标准编制过程中遇到的相关问题进行深入交流并达成共识。会后，编制小组根据技术审查会意见进行修改，12月编制完成了本标准征求意见稿。(2)征求意见阶段征求意见待反馈。3、主要参加单位和工作组成员及其所作的工作等本标准由中国第一重型机械股份公司主编，编制组成员组成如下，详见表lo表1标准编制组成员名单序号姓名单位职务/职称负责编写内容1杜东旭中国第一重型机械股份公司重型技术装备国家工程研究中心工程师全文编制2郭义中国第一重型机械股份公司重型技术装备国家工程研究中心高工锻造章节编制

5、3任利国中国第一重型机械股份公司重型技术装备国家工程研究中心高工热处理章节校核4李行波中国第一重型机械股份公司重型技术装备国家工程研究中心工程师制造章节校核5李家驹中国第一重型机械股份公司重型技术装备国家工程研究中心研高全文校核6赵德利中国第一重型机械股份公司重型技术装备国家工程研究中心研高全文审核7王宝忠中国第一重型机械股份公司重型技术装备国家工程研究中心研高全文审核8王龙深圳中广核工程设计有限公司高工参编9刘向红中国核动力研究设计院高工参编10余跃中国核动力研究设计院高工参编11刘钊苏州热工研究院有限公司高工参编12石悠上海核工程研究设计院有限公司高工参编13王永东上海核工程研究设计院有限

6、公司高工参编14李玲上海核工程研究设计院有限公司高工参编15雷欣中国核电工程有限公司高工参编16陈红宇二重（德阳）重型装备有限公司高工参编二、标准编制原则和主要内容1、标准编制原则本标准为首次发布，是为了适应核电空心锻造主管道锻件先进制造技术及相应的检验、评定要求的发展需求而制定。本标准的制定符合核电行业设备可靠性评价方法发展的原则，本着科学性、先进性、合理性和可操作性的原则以及标准的目标、统一性、协调性、实用性、一致性和规范性原则来进行本标准的制定工作。（1）科学性本标准充分分析国内外核电站主管道用锻件相关技术标准和技术条件，参考RCC-M M3321用于反应堆冷却剂管道X2CrNil9.

7、10 （控氮）和X2CrNiMol8. 12（控氮）奥氏体不锈钢锻件和冲压件以及ASME锅炉压力容器规范第H卷SA-312/SA-312M和第III卷第1册NB分卷，同时借鉴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的基础上，结合我国工业标准体系的实际情况对本标准进行编写。（2）实用性本标准规定了锻件的制造、化学成分、力学性能、金相检验、重新热处理、无损检测、缺陷的清除和修整、尺寸和外形、见证件、标志、清洁、包装和运输、质量证明文件等要求，通过前期对不同压水堆型反应堆冷却剂主管道技术要求的对比分析和多年来的工程制造经验，提炼出对于空

8、心锻造主管道锻件制造的标准要求，具有较高的适用性。本标准编制主要以中国第一重型机械股份公司多年来压水堆型反应堆冷却剂主管道锻件的实际生产经验为基础，参考并借鉴国内外标准，充分考虑我国核安全法规的要求，结合我们国家的基础标准、国际标准和其他先进国家、地区的标准，对标准的一些条文进行了修改、补充和完善，以满足我国核岛机械设备制造的需要。2、标准主要内容的依据本标准按照GB/T L 12020给出的规则起草。本标准主要参考RCC-M （2007版）M篇、ASME B&PV规范2007版第H卷A篇和第HI卷第1册NB分卷和NB/T20007. 13相关要求，充分消化吸收大型先进压水堆及高温气冷堆核电站

9、”重大专项课题“主管道空心锻造技术研究”（2015ZX060002004-007）及其他中国第一重型机械股份公司在AP1000、华龙一号防城港及三澳主管道项目上的自主研发的科研成果，结合中国第一重型机械股份公司多年来核电压水堆主管道锻件制造实践经验而制定。3、解决的主要问题相比于实心锻造方式，空心锻造主管道具有更加完整的金属流线、更佳的晶粒度、更均匀的机械性能。现行国内外核电主管道锻件制造标准已无法满足国内核电主管道锻件制造尺寸和制造方式的需求，亟需形成新的标准，对锻件的制造过程、检验、评定等项目进行规定。结合我国核电的发展方向和技术路线，总结提炼并固化压水堆冷却剂主管道锻件的技术实践成果，兼

10、容并蓄我国既有标准规范、监管体制和工业基础实际以及实践经验，研究并构建适应我国工业体系、能够满足我国自主化核电建设和技术发展需求、具有自我完善和发展能力的压水堆核电厂核岛机械设备标准体系。本团体标准是根据上述需求，由中国第一重型机械股份公司牵头，汇聚行业专业技术力量形成的标准。三、主要试验（或验证）情况无。四、标准中涉及专利的情况本标准不涉及专利问题。五、预期达到的社会效益、对产业发展的作用等情况本标准的推广与应用，为反应堆冷却剂空心锻造主管道锻件制造、检验和验收提供依据，实现主管道锻件精确成形、完整金属流线、晶粒度、均匀机械性能的有效控制，提高核岛机械主设备质量和运行稳定性，实现了核岛机械主

11、设备制造技术升级，显著提高了我国核电装备制造业的技术水平。止匕外，本标准的制定有助于建立我国自主化设计的核岛机械设备标准体系，为我国核电装备自主研发和“走出去”奠定坚实的基础。六、与国际、国外对比情况本标准涉及的反应堆冷却剂空心锻造主管道锻造技术属于国际首创，国内外主管道供应商的技术路线趋于一致，为实心钢锭进行徽粗、拔长、分料、整圆等工序，锻造成实心坯料，再通过机加工制成空心直管坯。该制造技术主要的优点是锻造周期短，但带来的缺点是锻透性差，锻件晶粒度较差。一重的主管道制造技术最大的特点是管坯制备采用空心锻造技术，即实心钢锭进行徽粗、冲孔、拔长、分料、整圆等工序，锻造成空心坯料，空心坯料可直接进

12、行机加工。该成果解决了锻透性差的关键问题，锻件全截面晶粒度级别远高于技术要求，而且均匀一致。本技术水平处于国际领先，具有完全自主知识产权。与本标准关系最密切的有国家核安全法规和国家能源行业核电体系标准。本标准是为贯彻我国核安全法规精神、积极推进压水堆核岛机械设备的国产化进程,而制定或修订的系列标准中的重要组成部分。核安全法规针对核安全设备行政管理包括对核设备制造和安装活动的行政管理提出的法律要求，明确了与核安全设备相关的核设备制造和安装活动的法律责任。本标准贯彻核安全法规精神，针对压水堆核电厂核岛机械设备制造活动所要遵循的明确而细致的技术规范，标准与法规要求是协调一致的。七、在标准体系中的位置，与现行相关法律、法规、规章及标准，特别是强制性标准的协调性本标准是将先进的科研成果与成熟的实践经验相结合而制定的标准之一。本标准与现行相关法律、法规、规章及相关标准协调一致。八、重大分歧意见的处理经过和依据无。九、标准性质的建议说明建议本标准的性质为团体标准。十、贯彻标准的要求和措施建议标准发布后，中国第一重型机械股份公司将配合中国核能行业协会组织行业召开标准宣贯会，开展培训活动，促进该标准更好的贯彻实施。卜一、废止现行相关标准的建议无。十二、其他应予说明的事项无。