《压水堆核电厂反应堆主冷却剂泵电机壳体和法兰用低合金钢锻件》编制说明

（征求意见稿）

一、工作简况

1、任务来源

《压水堆核电厂反应堆主冷却剂泵电机壳体和法兰用低合金钢锻件》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》。

《压水堆核电厂反应堆主冷却剂泵电机壳体和法兰用低合金钢锻件》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。

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哈尔滨电气动力装备有限公司、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、钢铁研究总院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，系统总结了中国第一重型机械股份公司在CAP1400主泵

电机壳法兰锻件的研制情况，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1。

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任利国中国第一重型机械股份公司高工全文编制

重型技术装备国家工程研究中心

2李行波中国第一重型机械股份公司高工锻造章节编制

重型技术装备国家工程研究中心

3李少飞中国第一重型机械股份公司高工热处理章节编制

重型技术装备国家工程研究中心

4李亚菲中国第一重型机械股份公司高工制造章节校核

5李家驹中国第一重型机械股份公司研高全文校核

重型技术装备国家工程研究中心

6赵德利中国第一重型机械股份公司研高全文审核

重型技术装备国家工程研究中心

7王宝忠中国第一重型机械股份公司研高全文审核

重型技术装备国家工程研究中心

李雅范哈尔滨电气动力装备有限公司研高参编

秦斌哈尔滨电气动力装备有限公司研高参编

8王弘昶上海核工程研究设计院有限公司高工参编

9李玲上海核工程研究设计院有限公司高工参编

10石悠上海核工程研究设计院有限公司高工参编

11黄弋力深圳中广核工程设计有限公司高工参编

12王岩中国核动力研究设计院高工参编

13苏舒中国核动力研究设计院研高参编

14赵东海苏州热工研究院有限公司院士参编

15韩雨中国核电工程有限公司高工参编

16杜军毅二重（德阳）重型装备有限公司研高参编

17刘正东钢铁研究总院院士参编

18何西扣钢铁研究总院研高参编

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，是为了适应核电锻件高质量发展需求而制定。

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ASME《锅炉压力容器规范》第Ⅱ卷SA-508/SA-508M和第Ⅲ

卷第1册NB分卷，同时借鉴CAP1400主泵电机壳法兰锻件的技术文件和制造文

件，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CAP1400主泵电机壳法兰锻件研制的工程制造经验，

提炼出对于反应堆主冷却剂泵电机壳体和法兰用低合金钢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CAP1400主泵电机壳法兰锻

件研制的实际生产经验为基础，参考并借鉴国内外标准、技术文件，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/T1.1—2020给出的规则起草。

本标准主要参考ASMEB&PV规范2007版第Ⅱ卷A篇和第Ⅲ卷第1册NB分卷

相关要求，结合了中国第一重型机械股份公司在CAP1400主泵电机壳法兰锻件的

研制实践经验而制定。

3、解决的主要问题

为了适应国内核电高质量发展需求，形成我国自主知识产权的核电锻件标准

以满足国内核电锻件制造技术发展的需求，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，可提高核岛机械主设备质量和运行稳定性，实现核岛

机械主设备制造技术升级，显著提高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

本标准涉及的反应堆主冷却剂泵电机壳体和法兰用低合金钢锻件制造技术

水平处于国际先进，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