《重水堆压力管用锆合金无缝管》编制说明

附件1

中国核工业勘察设计协会

《重水堆压力管用锆合金无缝管》团体标准编制说明

一、工作简况

1、任务来源

本标准制订任务于2022年3月25日由中国核工业勘察设计协会发

文《关于《核电站施工控制网建造测量标准》等14项团体标准立项的

通知》（核设协[2022]29号），下达标准编制任务。《重水堆压力管用

锆合金无缝管》由上海核工程研究设计院有限公司主编，中核运行管

理有限公司、浙江久立特材科技股份有限公司、西部新锆核材料科技

有限公司参编，计划于2023年3月31日完成。

2、标准制定的目的和意义

重水堆除可用于发电外，在燃料循环利用、放射性同位素制造等

方面都有其独特优势。不同于压水堆，商用重水堆是压力管式反应堆，

即由压力管而非压力容器作为其堆芯区冷却剂压力边界。锆合金因其

卓越的中子经济性、力学性能、耐腐蚀性，最为适合用作重水堆压力

管。Zr-2合金、Zr-2.5Nb合金无缝管等都曾被选作重水堆压力管材料。

这些合金的无缝管同时也被用于各种反应堆中的燃料组件。然而，用

作压力管的锆合金无缝管与用于燃料组件的无缝管相比，技术要求有

显著不同。国际上，伴随着重水堆技术的不断发展，压力管的设计、

制造形成了独立的标准体系，满足重水堆工程需要。

但目前我国尚无针对重水堆压力管用锆合金无缝管的法规标准。

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从国内现有法规标准情况来看，主要是一些针对核一级部件的通用要

求，例如，GB/T26314-2010《锆及锆合金牌号及化学成分》中规定

了3种可用于核工业的锆合金：Zr-0、Zr-2、Zr-4，国内锆合金无缝

管标准GB/T26283-2010《锆及锆合金无缝管材》，规定了Zr-0、Zr-2、

Zr-4三种核级锆合金无缝管。NB/T20538-2018《压水堆核电厂燃料

包壳用锆合金管材》为燃料包壳用锆合金管材提供参照依据，但重水

堆压力管与燃料包壳用管材完全不同。综上，现有国内标准在重水堆

压力管所用名义成分为Zr-2.5Nb-0.1O的无缝管方面尚属空白。从国

外现有标准法规来看，适用于压力管的标准共分两类，一类是CSA

N285.2”等对压力管作为1C级设备的通用要求，规定了压力管必须满

足的设备设计准则等；另一类是CSAN285.6.1，等材料标准，对压力

管所用材料的制造、检验等作出补充规定。这些标准对部分检验、检

测项目的要求不符合国内实际情况，或存在对部分检测项目缺少针对

性要求的情况。其他国外锆合金相关标准，如ASTMB353仅对重水堆

压力管的部分性能作出规定。为了满足国内重水堆工程项目需要，实

现重水堆技术自主化，有必要制定团体标准《重水堆压力管用锆合金

无缝管》，以指导和规范我国重水堆压力管用锆合金无缝管的设计、

制造。

3、主要工作过程

（1）成立编写组，确定标准编制原则和技术路线

2022年4月，上海核工程研究设计院有限公司及参编单位成立

了编写组，明确了标准编制的基本原则和技术路线。

2

（2）大纲及初稿编制

2022年4月-2022年6月，编写组开展了国内外标准调研工作，

并对重水堆压力管的相关技术要求进行调研，在此基础上编写了标准

大纲及初稿。

2022年6月，编制组向中国核工业勘察设计协会提交标准大纲，

并于2022年7月收到来自上海核工程研究设计院有限公司、中国一

重天津重型装备工程研究有限公司、中国核电工程有限公司、中核能

源科技有限公司、哈电集团（秦皇岛）重型装备有限公司、华东理工

大学等单位专家提出的13条意见。编制组针对专家意见进行了逐一

分析并全部采纳，完成标准大纲的修改。

（4）大纲评审

2022年8月，中国核工业勘察设计协会以视频会议的方式组织

召开了《重水堆压力管用锆合金无缝管》团体标准大纲评审会。共有

来自上海核工程研究设计院有限公司、中国一重天津重型装备工程研

究有限公司、中国核电工程有限公司、中核能源科技有限公司、哈电

集团（秦皇岛）重型装备有限公司、华东理工大学6家单位的7位专

家参会，与会专家听取了编制组代表对大纲编制情况的说明，并经过

深入的讨论，最终会议同意大纲通过评审。

（5）征求意见稿编写

编制组根据专家评审意见，对标准大纲和标准初稿再次进行修改

完善，在此基础上形成征求意见稿，于2022年9月将征求意见稿提

交协会团体标准核设备专业委员会。

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4、起草单位和主要起草人

编制组成员组成如下，详见表1。

序号姓名单位职称专业

上海核工程研究设计院有限

1赵冠楠高工金属材料

公司

上海核工程研究设计院有限

2王永东高工金属材料

公司

上海核工程研究设计院有限

3杨义忠高工金属材料

公司

上海核工程研究设计院有限

4王弘昶高工金属材料

公司

上海核工程研究设计院有限标准化管

5夏雯婷经济师

公司理

6吴志刚中核核电运行管理有限公司研高热能动力

7郁光廷中核核电运行管理有限公司研高机械设计

助理工

8李加成中核核电运行管理有限公司材料科学

程师

浙江久立特材科技股份有限金属压力

9苏诚正高

公司加工

浙江久立特材科技股份有限

10王宝顺正高材料学

公司

11高亚龙浙江久立特材科技股份有限工程师材料加工

4

公司工程

西部新锆核材料科技有限公

12周军正高金属材料

司

西部新锆核材料科技有限公

13周宣高工金属材料

司

西部新锆核材料科技有限公

14李新意工程师金属材料

司

二、标准编制原则和主要内容

本标准立足于国内重水堆压力管工程应用需要，基于CSA

N285.6.1标准等国外核级锆合金标准要求进行编写，并体现了重水

堆压力管国产化研制过程中的技术积累。本标准的内容规定了重水堆

压力管用Zr-5合金无缝管的制造、检验和验收等要求，既适用于重

水堆压力管，也可供其他核设施用核级Zr-5合金可参考使用。通过

本标准的制定，可以较好的服务国内重水堆工程项目，填补国内重水

堆材料标准体系空白。

主要技术内容如下：

（1）范围

规定本标准的主要内容和适用范围，即规定了重水堆压力管用

Zr-5合金无缝管的制造、试验、检验和验收要求。其他核设施用锆

合金无缝管也可参考使用。

（2）规范性引用文件

5

规定本标准引用的标准，如GB/T13747《锆及锆合金化学分析

方法》、GB/T230《金属材料洛氏硬度试验》、GB/T228.1《金属材料

拉伸试验第1部分：室温试验方法》、GB/T228.2《金属材料拉伸试

验第2部分：高温试验方法》、GB/T241《金属管液压试验方法》、

GB/T13298《金属显微组织检验方法》、NB/T20003《核电厂核岛机

械设备无损检测》等

（3）术语和定义

规定本标准中有关的术语及定义，如压力管前端、压力管后端、

预膜处理等。

（4）制造

规定重水堆压力管用锆合金无缝管的制造文件、冶炼、锻造、开

孔、β淬火、热挤压、冷拔、预膜处理、交货状态等。

（5）化学成分

规定重水堆压力管用锆合金无缝管的熔炼分析和成品分析、化学

分析方法等。

（6）力学性能

规定重水堆压力管用锆合金无缝管的拉伸试验、硬度试验等的取

样、试验方法等,并给出应达到的性能指标。

（7）耐腐蚀性

规定重水堆压力管用锆合金无缝管的耐腐蚀性要求。

（8）显微组织

规定重水堆压力管用锆合金无缝管的显微组织要求。

6

（9）水压试验

规定重水堆压力管用锆合金无缝管的水压试验要求。

（10）DHC试验

规定重水堆压力管用锆合金无缝管的DHC试验要求。

（11）批的定义

对批的定义作出规定。

（12）表面质量与尺寸检验

对重水堆压力管用锆合金无缝管的表面质量与尺寸检验作出规

定。

（13）无损检测

对重水堆压力管用锆合金无缝管的无损检测作出规定。

（14）试料保管

对重水堆压力管用锆合金无缝管的试料保管作出规定。

（15）标记

对重水堆压力管用锆合金无缝管的标记作出规定。

（16）清洁、包装和运输

对重水堆压力管用锆合金无缝管的清洁、包装和运输作出规定。

附录1.DHC试验方法（资料性附录）

三、主要试验（或验证）情况

本标准编制过程中无需开展专门试验验证工作。

四、标准中涉及专利的情况

本标准编制不涉及专利。

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五、预期达到的社会效益、对产业发展的作用等情况

本标准批准发布后，经宣贯、实施，可对国产Zr-5合金压力管

在重水堆工程项目中的应用起到积极推动作用。彻底改变国外在相关

技术上的“卡脖子”现状，导致良好的社会及经济效益。部分技术要

求在国内核级锆合金行业内属首次提出，可促进相关产业高质量发

展。

六、与国际、国外标准对比情况

目前国际上用于重水堆工程项目的CSAN285系列标准。本标准

中，对材料的制造、化学成分、力学性能等常规理化检测项目的要求

与目前国际上用于重水堆工程项目的CSAN285系类标准相当。此外，

基于在材料国产化研制中的科研成果及相关经验补充增加了预制批、

DHC性能检测、微观组织检测等技术要求，整体水平严于国外标准，

具有先进性。

七、与现行相关法律、法规、规章及相关标准，特别是强制性标准的

协调性

本标准各项内容符合国内现行法规要求，并与既有标准相协调。

八、重大分歧意见的处理经过和依据

无重大分歧意见。

九、标准性质的建议说明

本标准为推荐性标准。经实施效果良好，且符合国家标准、行业

标准制订要求的情况下可申请转化为国家标准或行业标准。

十、贯彻标准的要求和措施建议

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基于本标准编制相关经验，建议在国内建立与重水堆工程需求相

适应的无损检测相关标准。

十一、废止现行相关标准的建议

无需废止的现行相关标准。

十二、必要专利信息披露情况说明

标准中不涉及必要专利信息。

十三、其他应予说明的事项

无。

《重水堆压力管用锆合金无缝管》编写组

2022年9月15日

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附件1

中国核工业勘察设计协会

《重水堆压力管用锆合金无缝管》团体标准编制说明

一、工作简况

1、任务来源

本标准制订任务于2022年3月25日由中国核工业勘察设计协会发

文《关于《核电站施工控制网建造测量标准》等14项团体标准立项的

通知》（核设协[2022]29号），下达标准编制任务。《重水堆压力管用

锆合金无缝管》由上海核工程研究设计院有限公司主编，中核运行管

理有限公司、浙江久立特材科技股份有限公司、西部新锆核材料科技

有限公司参编，计划于2023年3月31日完成。

2、标准制定的目的和意义

重水堆除可用于发电外，在燃料循环利用、放射性同位素制造等

方面都有其独特优势。不同于压水堆，商用重水堆是压力管式反应堆，

即由压力管而非压力容器作为其堆芯区冷却剂压力边界。锆合金因其

卓越的中子经济性、力学性能、耐腐蚀性，最为适合用作重水堆压力

管。Zr-2合金、Zr-2.5Nb合金无缝管等都曾被选作重水堆压力管材料。

这些合金的无缝管同时也被用于各种反应堆中的燃料组件。然而，用

作压力管的锆合金无缝管与用于燃料组件的无缝管相比，技术要求有

显著不同。国际上，伴随着重水堆技术的不断发展，压力管的设计、

制造形成了独立的标准体系，满足重水堆工程需要。

但目前我国尚无针对重水堆压力管用锆合金无缝管的法规标准。

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从国内现有法规标准情况来看，主要是一些针对核一级部件的通用要

求，例如，GB/T26314-2010《锆及锆合金牌号及化学成分》中规定

了3种可用于核工业的锆合金：Zr-0、Zr-2、Zr-4，国内锆合金无缝

管标准GB/T26283-2010《锆及锆合金无缝管材》，规定了Zr-0、Zr-2、

Zr-4三种核级锆合金无缝管。NB/T20538-2018《压水堆核电厂燃料

包壳用锆合金管材》为燃料包壳用锆合金管材提供参照依据，但重水

堆压力管与燃料包壳用管材完全不同。综上，现有国内标准在重水堆

压力管所用名义成分为Zr-2.5Nb-0.1O的无缝管方面尚属空白。从国

外现有标准法规来看，适用于压力管的标准共分两类，一类是CSA

N285.2”等对压力管作为1C级设备的通用要求，规定了压力管必须满

足的设备设计准则等；另一类是CSAN285.6.1，等材料标准，对压力

管所用材料的制造、检验等作出补充规定。这些标准对部分检验、检

测项目的要求不符合国内实际情况，或存在对部分检测项目缺少针对

性要求的情况。其他国外锆合金相关标准，如ASTMB353仅对重水堆

压力管的部分性能作出规定。为了满足国内重水堆工程项目需要，实

现重水堆技术自主化，有必要制定团体标准《重水堆压力管用锆合金

无缝管》，以指导和规范我国重水堆压力管用锆合金无缝管的设计、

制造。

3、主要工作过程