反应堆屏蔽主泵泵壳用奥氏体不锈钢锻件-编制说明（征求意见稿）.docx

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1、反应堆屏蔽主泵泵壳用奥氏体不锈钢锻件编制说明（征求意见稿）一、工作简况1、任务来源反应堆屏蔽主泵泵壳用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。反应堆屏蔽主泵泵壳用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年4月30日前，完成项目送审稿。 2

2、022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沈阳鼓风机集团有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、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、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。在明确工作任务后，编制小组

3、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，消化吸收中国第一重型机械股份公司自筹经费进行的自主研发课题的科研成果，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

4、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吕奎明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全文编制2周岩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制造章节校核4李亚菲中国第一重型机械股份公司工程师热处理章节编制5李家驹中国第一重型机械股份公司重型技术

5、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雍兴平沈阳鼓风机集团有限公司研高参编9王冬颖沈阳鼓风机集团有限公司高工参编10关镒沈阳鼓风机集团有限公司高工参编11姚景文沈阳鼓风机集团有限公司高工参编12仲作文沈阳鼓风机集团有限公司高工参编13宋丽丽沈阳鼓风机集团有限公司高工参编14石悠上海核工程研究设计院有限公司高工参编15李玲上海核工程研究设计院有限公司高工参编16王弘昶上海核工程研究设计院有限公司高工参编17孟氢银深圳中广核工程设计有限公司高工参编18蒋小毛中

6、国核动力研究设计院高工参编19蒋鸿中国核动力研究设计院高工参编20刘钊苏州热工研究院有限公司高工参编21黄磊中国核电工程有限公司高工参编22郑建能二重(德阳)重型装备有限公司研高参编二、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，是为了适应反应堆屏蔽主泵泵壳由不锈钢铸件改为不锈钢锻件发展需求而制定。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反应堆用奥氏体不锈钢铸件相关技术标准和技术条件，参考RCC-M M340

7、1用于压水堆冷却剂泵壳的不含铝的银格奥氏体-铁素体不锈钢铸件以及ASME锅炉压力容器规范第H卷SA-351/SA-351M压水承压元件用奥氏体、奥氏体-铁素体(双相)铸件、SA-965/SA-965M高温承压零件用奥氏体钢锻件和第山卷第1册NB分卷的基础上，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、晶间腐蚀试验、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主泵泵壳技术要求的对比分析和多年来的工程制造经验，提炼出对于反应堆屏蔽主泵泵壳不锈钢锻件

8、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核电不锈钢锻件和模锻成形技术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II卷A篇和第HI卷第1册NB分卷相关要求，充分消化吸收中国第一重型机械股份公司自筹经费进行的自主研发课题的科研成果，结合中国第一重

9、型机械股份公司多年来核电不锈钢锻件和模锻成形制造实践经验而制定。3、解决的主要问题随着国内核电发展向单机组大容量、长寿期迈进，反应堆屏蔽主泵泵壳由不锈钢铸件制造改为不锈钢锻件制造成为不可阻挡的趋势，国内外暂无不锈钢泵壳锻件制造标准，已无法满足国内反应堆屏蔽主泵泵壳不锈钢锻件制造方式的需求，亟需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的技术实践成果，兼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

10、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，为反应堆屏蔽主泵泵壳不锈钢锻件制造、检验和验收提供依据，同时提高产品质量、缩短制造周期，降低制造成本，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。此外，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、国外对比情况现有反应堆主泵泵壳主要是不锈钢铸造泵壳和低合金钢锻造（内壁堆焊

11、不锈钢）泵壳，本标准涉及的反应堆屏蔽主泵不锈钢锻造泵壳，采用模锻成形锻造技术属于国际首创，该技术成果可解决不锈钢铸造泵壳成分偏析严重、RT超标缺陷多、偏析和缺陷易导致性能不合等问题。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。废止现行相关标准的建议无。十二、其他应予说明的事项无。