安全二、三级设备概况及设计要求

压水堆核电厂核岛安全二、三级辅助设备的概况 、分类、应遵循法规/规范、设计及对材料要求   —中原公司技术部  李贤荣— 二 ○ ○ 九 年 十 月 1. 核电厂核岛安全二、三级辅助设备概况 1.1  核电厂核岛安全二、三级辅助设备 1.1.1 核电厂核岛安全二、三级辅助设备定义 a. 压水堆核电厂中主要可分为：核岛设备、常规岛设备和BOP设备（生活设备施）三大部分。 b. 核岛设备中除了反应堆堆芯系统、反应堆冷却剂系统、装卸料系统中的反应堆压力容器、燃料组件、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道、堆内构件、控制棒驱动机构、环吊、装卸料机等主要设备外，核岛中还有大量的辅助设备。 c. 核岛各辅助系统，是核电厂中一项综合性的配套工程，其主要作用是保证反应堆和一回路主系统能正常安全运行及有效调节，并为核电厂可能出现的重大事故提供必要的安全保护措施及防止放射性物质泄漏扩散。 d. 将核岛各辅助系统中的有关设备，通常统称为核电厂核岛辅助设备，核岛辅助设备分为安全级和非安全级，其中一部分与核电厂安全运行直接有关的重要的辅助设备，定义为核岛安全二、三级辅助设备或称为核二、三级设备。   1.1.2  核电厂核岛部分主要有以下辅助系统：    a. 反应堆辅助系统 ● 化学和容积控制系统 ● 硼回收系统 ● 余热排出系统 ● 设备冷却水系统 ● 取样系统 ● 蒸汽发生器排污系统 ● 反应堆冷却剂泵（主泵）轴密封水系统 ● 安全壳疏排水系统 ● 去污系统 ● 一回路系统化学实验室 ● 燃料操作系统和贮存系统 b. 专设的安全辅助系统 ● 安全注射系统 ● 安全喷淋系统 ● 安全壳消氢系统 ● 安全壳隔离系统 ● 应急给水系统 c. 三废处理系统 ● 液体废物处理系统 ● 气体废物处理系统 ● 固体废物处理系统 ● 洗衣房处理系统   1.2    核电厂核岛辅助设备的安全等级、质保等级及抗震类别 1.2.1    核电厂核岛辅助设备的物项安全分级 1.2.1.1 核电厂核岛部分不同领域内的物项安全分级 为了弄清核岛辅助设备的物项安全分级，首先应了解核电厂核岛部分不同领域内的物项安全分级，核电厂核岛部分的物项分级，大致可划分为五大类： a. 承压机械设备； ● 承压机械设备可分为安全一级、安全二级、安全三级和非安全级。主要用于包容流体（包括液体和气体）的各种压力容器、热交换器、过滤器、贮罐、泵、阀门、管道、管件和热工仪表等物项。 ● 承压机械设备的主支承件的安全等级与被支承设备的安全等级是一致的，如安全二级承压机械设备的主支承件的安全等级也是安全二级部件，只是适用的规范不同，如安全二级承压机械设备的适用规范，是ASME-NC，而安全二级承压机械设备支承件的适用规范，是ASME-NF中相应的安全二级规定要求，详见第3.2.1节与安全级设备设计制造直接有的关ASME规范。 b. 非承压机械设备； ● 非承压机械设备可分为安全级和非安全级。 ● 对安全级非承压机械设备，不再分安全一级、安全二级和安全三级。 ● 安全级非承压机械设备，如：堆内构件、控制棒驱动机构（耐压壳除外）、装卸料机的抓取机构及控制部分（与保证燃料安全装卸直接有关）、安全级空气净化装置、安全级排风机组及安全级防火阀、排烟阀、通风密闭阀等。 c. 燃料组件和燃料相关组件都属于安全级，从略。 d. 电气设备；电气设备包括电力设备、仪表和控制设备。电气设备划分为安全级（IE级）和非安全级（非IE级），这部分内容由其他老师专门讲课。 e. 构筑物；构筑物划分为安全级和非安全级。 ● 安全级构筑物，如：安全壳厂房（注：目前国内压水堆核电厂中的安全壳厂房，一般都是采用预应力混凝土结构，若安全壳厂房采用全钢型结构，将成为设备——MC级安全壳容器了，详见2.8节 MC级设备）、核辅助厂房、乏燃料贮存水池等。 ● 安全级以外的所有构筑物均属非安全级。   1.2.1.2 核电厂核岛辅助设备的安全分级 a. 按照美国国家核学会标准中《固定式压水堆电厂设计的核安全准则》的规定，核电厂核岛辅助设备大致可以分为： ● 安全二级 二级（安全壳压力边界上的MC级设备，可视为二级） ● 安全三级 三级 ● 非安全级 NNS b. 若按国标GB/T17569—1998《压水堆核电厂物项分级》的规定，核电厂核岛辅助设备可以分为： ● 安全2级 SC—2 ● 安全3级 SC—3 ● 非安全级 NC ● 非安全级中有特殊要求的 NC（S） 目前很少采用 c. 设备安全分级的主要依据 ● 设备对核电厂运行安全性的重要程度。举例：设冷热交换器。 ● 设备本身的工艺参数要求。   1.2.2 核电厂核岛辅助设备的质保等级 核电厂核岛辅助设备的质保等级，可以分为四个等级： ● 质量保证1级 QA1 适用于安全二级和MC级设备 ● 质量保证2级 QA2 适用于安全三级设备 ● 质量保证3级 QA3 适用于有核电质保要求的非安全级辅助设备 ● 非核质量保证级 QAN 无核电质保要求的非安全级辅助设备 有关核电厂设备的设计、制造中的质量保证要求，将由质保培训来讲解。   1.2.3 核电厂核岛辅助设备的抗震类别 核电厂核岛辅助设备的抗震类别可以划分为三类： ● SSE 设备的设计和制造，需要满足运行基准地震和安全停堆地震的抗震要求。 ● OBE 设备的设计和制造，需要满足运行基准地震的抗震要求。 ● NA 设备的设计和制造，既不需要满足运行基准地震要求，也不需要满足安全停堆地震抗震要求。一般适用于无抗震要求的非安全级设备。注：但不是所有非安全级设备都是非抗震要求（NA）。   2. 核电厂核岛安全二、三级辅助设备分类 注：本文中的核岛安全二、三级辅助设备分类，以300WM压水堆核电厂为主要依据，不涉及非能动型核电厂安全二、三级设备分类，且个别设备按ASME分类与RCC-M分类，也可能会有差别。 2.1  安全二、三级泵 a. 安全二级泵主要有：上充泵、安全注射泵、余热排出泵、安全喷淋泵、辅助给水泵（处于安全壳内）等安全二级离心泵。 b. 安全三级泵主要有：设备冷却水泵、重要厂用水（或海水）泵、重要冷冻水泵、辅助给水泵（处于安全壳外）、乏燃料池冷却水泵、安全消防水泵等安全三级离心泵和安全三级往复泵。   2.2  安全二、三级阀门及电动装置 a. 各种不同规格的安全二、三级安全阀、截止阀、卸压阀、闸阀、隔离阀、隔膜阀、衬胶碟阀、球阀等。 b. 与上述各类安全二、三级阀门相配套的安全二、三级电动装置。   2.3  安全二、三级工艺、动力管道及相应的管配件 a. 安全二级工艺管道及管配件主要有：主蒸汽管、主给水管、主蒸汽超级管道、化学和容积控制系统工艺管道、安全注射系统工艺管道、安全喷淋系统工艺管道、余热排出系统工艺管道、辅助给水系统（处于安全壳内）工艺管道及相应的安全二级管配件（包括管座、大小头、弯头、三通、四通等，下同）。 b. 安全三级工艺管道及管配件主要有：设备冷却水系统工艺管道、辅助给水系统（处于安全壳外）工艺管道、乏燃料池冷却及净化系统工艺管道及相应的安全三级管配件。 应急柴油发电机组中的运输管道及管配件，也属于安全三级。 c. 安全三级动力管道及管配件主要有：重要厂用水（或海水）系统管道、重要冷冻水系统管道以及具有安全级功能要求的给排水、通风、通气、空调、供暖、消防等管道及相应的安全三级管配件。   2.4  安全二、三级工艺及动力管道支吊架 a. 与2.3节a、b条中列出的安全二、三级工艺管道相匹配的安全二、三级工艺管道支吊架（包括管部、连接件和根部，下同）。 b. 与2.3节c条中列出的安全三级动力管道相匹配的安全三级动力管道支吊架。   2.5  安全级（IE级）电缆桥架及线槽 a. 安全级（IE级）电缆桥架，包括托架、支吊架、连接件和附件等。 b. 安全级（IE级）线槽，包括线槽、支吊架、连接件和附件等。   2.6  安全二、三级容器（包括压力容器、常压容器和低压贮罐） 2.6.1 安全二级容器（包括压力容器、常压容器和低压贮罐） a. 核电厂核岛部分安全二级压力容器有：安全注射箱、浓硼酸注射箱（C-2项目未设置此设备）、容积控制箱（C-2项目定为核三级设备）、稳压器卸压箱（C-2项目定为非安全级设备）、地坑闸阀罩壳、消氢风机密封罩壳、安全二级波纹管及安全二级NaOH喷射器等。 b. 核电厂核岛部分安全二级常压容器、低压贮罐有：换料水箱等。   2.6.2 安全三级容器（包括压力容器、常压容器和低压贮罐） a. 核电厂核岛部分安全三级压力容器有：硼酸贮存箱、设冷水波动箱、NaOH贮存箱、浓硼酸卸放箱、重要冷冻水膨胀水箱、应急贮气罐、高压轴封注水过滤器、辅助系统用低压过滤器、设冷过滤器、重要厂用水（或 海水）系统二次过滤器、重要冷冻水系统水过滤器、硼酸混合器、安全级电加热器及安全三级波纹管、安全三级膨胀节等。 b. 核电厂核岛部分安全三级常压容器、低压贮罐有：应急给水箱、复用水高位水箱、硼回补水箱、应急柴油发电机组燃油贮罐、日用燃油箱和润滑油箱等。   2.7  安全二、三级热交换器（包括热交换器、冷却器、冷凝器） 2.7.1 安全二级热交换器  核电厂核岛部分安全二级热交换器有： 余热排出热交换器、喷淋热交换器（C-2项目未设置此设备，与余热排出热交换器共用）、再生热交换器、下泄热交换器（C-2项目定为安全三级热交换器）等。   2.7.2 安全三级热交换器（包括热交换器、冷却器、冷凝器） 核电厂核岛部分安全三级热交换器有： 设备冷却水热交换器（管壳式或板式）、轴封回流热交换器、乏燃冷却器、过剩下泄热交换器、高压取样冷却器、中压取样冷却器、硼回冷凝器、硼回凝水冷却器、蒸汽发生器排污取样冷却器等。   2.8  MC级设备（或称安全壳压力边界MC级设备） 目前国内已建和在建的压水堆核电厂（AP1000除外）中，尚未采用全钢型安全壳，一般都是采用预应力混凝土钢衬里结构，其设计、制造规范是采用ASME BPVC-III-2册《混凝土安全壳规范》。 若安全壳采用全钢型结构，安全壳厂房就成为MC级安全壳容器，采用规范将变成ASME BPVC-III-1册-NE分卷《MC级部件》。安全壳压力边界上所有贯穿性附件，均属于MC级设备。若以300WM压水堆核电厂为例，安全壳压力边界上的MC级设备分类如下： a. 安全壳压力边界中的MC级闸门类设备 安全壳压力边界中的MC级闸门类设备有：设备闸门、人员闸门、应急 人员闸门等。 b. 安全壳压力边界中的MC级机械贯穿件类设备 安全壳压力边界中的MC级机械贯穿件类设备有：水下燃料运输通道、主蒸汽管贯穿件、主给水管贯穿件、蒸汽发生器排污管贯穿件、热管贯穿件、冷管贯穿件、多管贯穿件及给排水、通风、通气、消防等各类动力管道机械贯穿件。 c. 安全壳压力边界中的MC级预埋件（或称预埋套管） ● 当上述设备闸门、人员闸门、机械贯穿件的制造进度，无法满足预应力安全壳混凝土的浇灌进度时，可以设置上述设备的安全壳预埋件，由于这些预埋件也是安全壳压力边界中的承压部件，所以预埋件也属于MC级部件。 ● 安全壳压力边界中的MC级预埋件有：设备闸门预埋件、人员闸门预埋件、燃料运输通道预埋件、机械贯穿件预埋件及电气贯穿件预埋件等。 注：当采用全钢型钢安全壳时，就不需要设置上述预埋件，所有闸门、机械贯穿件，均可以与钢安全壳直接相焊接。   2.9  其他安全级非承压机械设备 a. 安全级排风净化、排风除典系统装置设备； b. 安全级空气冷却机组、安全级冷冻机组； c. 安全级风机机组、安全级空调设备机组； d. 安全级消防设备； e. 安全级密封门、防火阀、排烟阀、通风密闭阀等。   3. 核设备设计制造应遵循的核安全法规、导则和规范 3.1 核设备设计制造应遵循的核安全法规和安全导则 3.1.1 核备设计制造中应遵循的国内核安全法规和核安全导则 3.1.1.1 核设备设计制造中应遵循的国内核安全法规 a. 核设备设计制造中常用的国内核安全法规 HAF003（原HAF0400）-1991 《核电厂质量保证安全规定》 HAF102（原HAF0200）-2004 《核动力厂设计安全规定》 HAF601（原HAF0900）-2008 《民用核安全设备设计制造安装和无损 检验监督管理规定》 HAF601/01（原HAF0901）-1993 《民用核承压设备安全监督管理规定实施细则》内容包括在HAF601-2008中了，但没有代替该HAF601/01的说明 HAF602（原HAF0902）-2008 《民用核安全设备无损检验人员资格管 理规定》 HAF603（原HAF0903）-2008 《民用核安全设备焊工焊接操作工资格 管理规定》 HAF604—2008 《进口民用和核安全设备监督管理规定》 b. 详细的国内核安全法规 目录 工贸企业有限空间作业目录特种设备作业人员作业种类与目录特种设备作业人员目录1类医疗器械目录高值医用耗材参考目录 ，可以查阅由技术部二〇〇九年六月编制的 《核电工程中核安全法规/导则/规范及国内有关的标准/技术条件目录汇编》中第1.1节“国内核安全法规”目录内容。   3.1.1.2核设备设计制造中应遵循的国内核安全导则 a. 核设备设计制造中常用的国内核安全导则 HAD003/01（原HAF0401）—1988 《核电厂质量保证大纲的制定》 HAD003/02（原HAF0407）—1989 《核电厂质量保证组织》 HAD003/03（原HAF0403）—1986 《核电厂物项和服务采购中的质量 保证》 HAD003/04（原HAF0402）—1986 《核电厂质量保证记录 制度 关于办公室下班关闭电源制度矿山事故隐患举报和奖励制度制度下载人事管理制度doc盘点制度下载 》 HAD003/05（原HAF0409）—1988 《核电厂质量保证监查》 HAD003/06（原HAF0406）—1986 《核电厂设计中的质量保证》 HAD003/07（原HAF0404）—1987 《核电厂建造期间的质量保证》 HAD003/08（原HAF0408）—1986 《核电厂物项制造中的质量保证》 HAD102/01（原HAF0211）—1989 《核电厂设计中总的安全原则》 HAD102/02（原HAF0215）—1996 《核电厂抗震设计与鉴定》 HAD102/03（原HAF0201）—1986 《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》 b. 详细的可以查阅《核电工程中核安全法规/导则/规范及国内有关的标准/技术条件目录汇编》中第1.2节“国内核安全导则”目录内容。   3.1.1.3 国际原子能委员会（IAEA）有关核电厂的核安全法规和核安全导则 a. 核安全法规 IAEA 50-C/SG-Q-1996 《核电厂和其他核设施安全的质量保证》 b. 安全导则： 第Q1号： 《质保大纲的制定和履行》 第Q2号： 《不符合性控制和纠正措施》 第Q3号： 《文件控制和记录》 第Q4号： 《针对验收的检查和试验》 第Q5号： 《质保大纲履行情况的评定》 第Q6号： 《物项和服务采购的质量保证》 第Q7号： 《制造的质量保证》 第Q8号： 《科研开发的质量保证》 第Q9号： 《选址的质量保证》 第Q10号： 《设计的质量保证》 第Q11号： 《建造的质量保证》 第Q12号： 《调试的质量保证》 第Q13号： 《运行的质量保证》 第Q14号： 《退役的质量保证》 注：其中50-SG-Q1~ Q7被GS-G-3.1-2006代替。 c. 详细的可以查阅《核电工程中核安全法规/导则/规范及国内有关的标准/技术条件目录汇编》中第1.3节“国际原子能委员会（IAEA）的核安全法规及安全导则”目录内容。   注：涉外核工程项目，如巴基斯坦恰希码核电厂二期工程（C-2），总合同规定需要遵循国际原子能委员会（IAEA）有关的核安全法规和核安全导则。 3.2  压水堆核电厂安全级核设备设计制造可以采用的规范和标准 目前国内自主设计的压水堆核电厂有关安全级核设备设计制造中采用的规范和标准主要有：美国机械工程师学会标准 ASME BPVC-III卷《核动力装置设备建造规则》、法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则（RCC-M）及国内已正式批准出版的有关核设备设计制造标准或规则。 3.2.1 与核电厂安全级设备设计制造直接有关的美国ASME规范有： ASME BPVC-II-A篇 铁基材料 （民用第Ⅷ卷与核动力第Ⅲ卷共用） ASME BPVC-II-B篇 非铁基材料（有色金属） （ 同上 ） ASME BPVC-II-C篇 焊条、焊丝及填充材料 （ 同上 ） ASME BPVC-II-D篇 材料性能 （ 同上 ） ASME BPVC-III-NCA分卷 第一册及第二册的总要求 ASME BPVC-III-1册-NB分卷 一级部件（设备） ASME BPVC-III-1册-NC分卷 二级部件（设备） ASME BPVC-III-1册-ND分卷 三级部件（设备） ASME BPVC-III-1册-NE分卷 MC级部件（设备） ASME BPVC-III-1册-NF分卷 支承件 ASME BPVC-III-1册-NG分卷 堆芯支承结构 ASME BPVC-III-1册-NH分卷 高温使用的1级部件 ASME BPVC-III-1册 附录 ASME BPVC-III-2册 混凝土安全壳规范 ASME BPVC-III-3册 用于运输与储存乏燃料和高放射性材料 及废料的安全容器 ASME BPVC-V 无损检测 （民用第Ⅷ卷与核动力第Ⅲ卷共用） ASME BPVC-IX 焊接和钎焊评定 （ 同上 ） ASME BPVC-XI 核电厂部件在役检查规则 ASME-NQA-1 核设施质量保证要求 ASME 0M CODE 核电厂运行和维修规范 ASME QME-1 核电厂能动机械设备鉴定 ASME AG-1 核空气和气体净化法规 ASME N510 核空气净化系统和试验 ASME N509 核电厂空气净化装置和部件   注：规范采用的版本年份，应按照有关核电厂工程的总合同规定要求,如C-2项目恰希码核电厂设计与制造采用的ASME规范是2001版，C-3、C-4项目采用的ASME规范仍是2001版。AP1000合同规定采用的ASME-1998＋2000补遗 3.2.2 法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则（RCC-M）有： RCC-M-第Ⅰ卷-第一册-A篇 总论 RCC-M-第Ⅰ卷-第一册-Z册 技术性附件 RCC-M-第Ⅰ卷-第二册-B篇 1级设备 RCC-M-第Ⅰ卷-第二册-C篇 2级设备 RCC-M-第Ⅰ卷-第二册-D篇 3级设备 RCC-M-第Ⅰ卷-第三册-E篇 小型设备 RCC-M-第Ⅰ卷-第三册-G篇 反应堆堆内构件 RCC-M-第Ⅰ卷-第三册-H篇 设备支承件 RCC-M-第Ⅰ卷-第三册-J篇 低压和常压贮罐 RCC-M-第Ⅱ卷-第四册-M篇 材料（上）碳钢、合金钢 RCC-M-第Ⅱ卷-第五册-M篇 材料（下）不锈钢、特殊合金及其他材料 RCC-M-第Ⅲ卷-第六册-MC篇 检验方法 RCC-M-第Ⅳ卷-第六册-S篇 焊接 RCC-M-第Ⅴ卷-第六册-F篇 制造   3.2.3    与安全级核电设备设计制造直接有关的国内标准有： a.现有的国内核电标准： GB 6249-1986 核电厂环境辐射防护规定 GB/T 9225-1999 核电厂安全系统可靠性 分析 定性数据统计分析pdf销售业绩分析模板建筑结构震害分析销售进度分析表京东商城竞争战略分析 一般原则 GB 12172-90 核电厂安全系统计算机软件 GB 13284.1-2008 核电厂安全系统第1部分：设计准则 GB/T 13538-1992 核电厂安全壳电气贯穿件 GB/T 13625-1992 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定 GB 14589-1993 核电厂低、中水平放射性固体废物暂时贮存技术规定 GB/T 15443-1995 压水堆压力容器选材原则与基本要求 GB/T 16702-1996 压水堆核电厂核岛机械设备 设计规范 民用建筑抗震设计规范配电网设计规范10kv变电所设计规范220kv变电站通用竖流式沉淀池设计 GB/T 17569-1998 压水堆核电厂物项分级 GB/T 17939-2008 核级高效空气过滤器 GB/T 22158-2008 核电厂防火设计规范 GB 50267-1997 核电厂抗震设计规范等 GB/T50294-1999 核电厂总平面及运输设计规范 b.详细的可以查阅《核电工程中核安全法规/导则/规范及国内有关的标准/技术条件目录汇编》中第3.3节“常用的国家标准”目录内容。   3.2.4 核工业系统的“EJ”行业标准 适用于核电厂核岛机械设备设计制造的“EJ”标准，可以查阅《核电工程中核安全法规/导则/规范及国内有关的标准/技术条件目录汇编》中第3.6节“目前有效的核工业部标准”目录内容。 3.2.5 详细介绍《核电工程中核安全法规/导则/规范及国内有关的标准/技术条件目录汇编》。 4. 核电厂核岛安全二、三级辅助设备的设计要求 4.1 安全二、三级辅助设备的设计输入文件（设计依据） 安全二、三级辅助设备设计前，必须具备或明确以下设计条件： l 设备规范书或称设计任务书； 设备规范书内容，应明确各类设备设计中所需要的工艺参数及设计布置 条件，如：安全等级、质保等级、抗震类别、工作压力、工作温度、工 作介质、热交换器的（进出口温度、流量、换热量等）、设备的外形尺 寸、接口要求及设备的主材料等。 ● 设备所在部位的楼面地震响应谱； ● 设备的最大接管载荷； ● 设备的疲劳或瞬态工况。   4.2 安全二、三级辅助设备的设计计算（包括静态的强度计算和动态的应力分析） 4.2.1 安全二、三级辅助设备的容器（包括压力容器、常压容器和低压贮罐）、管道及管件设计中需要完成以下的计算工作： a. 容器静态的结构强度计算： ● 筒体、封头（包括凸形封头、平封头）和接管的壁厚强度计算或应力校核； ● 开孔补强或整体补强的补强面积校核； ● 法兰厚度强度计算和应力校核（包括主螺栓总截面积计算和校核）； ● 波纹管的强度、补偿量及疲劳寿命计算或校核； ● 裙座、鞍座等支承件强度计算或应力校核等。 b.容器动态的应力分析： l 应力分析（包括瞬态应力或疲劳应力分析）； l 抗震计算等。 c. 管道及管件的计算 l 安全二、三级管道及管件设计时，必须进行管道或管件的壁厚强度计算或应力校核及管道或管件的抗震计算、应力分析； l 管道支吊架的强度计算或应力校核等。   4.2.2 安全二、三级辅助设备的热交换器设计中需要完成以下的计算工作： 安全二、三级热交换器设计中，除了需要完成上述4.2.1 a、b条中列出的计算内容外，还需要进行以下的计算工作： ● 热工计算：包括热交换器的热工换热量计算和换热面积校核； ● 热交换器管束的结构强度计算：包括换热管的壁厚强度计算或校核、 管板厚度强度计算、换热管与管板连接结构的拉脱力计算或校核； ● 热交换器的管束流致计算：包括流致振动计算和流体阻力计算。   备注： 1. 核岛安全二、三级辅助设备的设计计算内容，可以根据各设备的不同特点和要求，进行上述计算内容的全部或根据需要选项计算。  2. 有关泵和阀门的计算要求未列入本节内容。 4.3 核岛安全二、三级辅助设备进行应力分析的设计载荷组合和应力限值 按照NC/ND-3321规定，安全二、三级辅助设备的设计和使用载荷的应力限值，应满足表按照NC/ND-3321-1规定。 设计和使用载荷的应力限值  （注：下表已经过细化） 工 况 载 荷 组 合 承压部件的设计应力限值 1.设计工况和正常运行工况 （A级使用限制） 设计压力 设计温度 净重 稳态接管载荷 其他运行载荷 σm总 ≤ 1.0S许用 （σm总 或σL膜）+ σb弯≤1.5S 2. 异常工况 （B级使用限制） 设计压力 设计温度 净重 容许的最大接管载荷 运行基准地震（OBE）载荷 其他运行载荷 σm ≤ 1.1S （σm 或σL）+ σb≤ 1.65S 3. 危急工况 （C级使用限制） 设计压力 设计温度 净重 容许的最大接管载荷 危急工况瞬态 其他运行载荷 σm ≤ 1.5S （σm 或σL）+ σb≤ 1.80S 4. 事故工况 （D级使用限制） 事故工况瞬态 净重 稳态接管载荷 设计基准地震（SSE）载荷 σm ≤ 2.0S （σm 或σL）+ σb≤ 2.4S 注： 1）表中各符号的说明： σm —总体簿膜应力，MPa； σL —局部簿膜应力，MPa； σb—弯曲应力，MPa； S —在设计温度下材料的许用应力，MPa。 2） 本表是依据ASME-表NC/ND-3321-1的工况分类要求进行细化。 3） RCC-M-C/D3100中将设计和正常工况分开，另列试验工况，其它工况与ASME规定基本相同。       4.4  安全二、三级辅助设备的边界及附件 4.4.1 安全二、三级辅助设备的边界范围 按照NC/ND/NE-1131规定，所有压力容器、热交换器、贮罐、泵、阀门、管道及管配件、MC级设备中的闸门和机械贯穿件中的边界管辖范围： ● 焊接件的第一道环焊缝接头； ● 螺栓连接件的第一个法兰面； ● 螺纹连接件的第一个螺纹连接。   4.4.2    安全二、三级辅助设备的附件 4.4.2.1 附件的定义 按照NC/ND/NE-1132.1规定，附件是指与设备承压部分的内部或外部相接触或相连接的部件，附件可以有承压或非承压功能及结构性或非结构性功能。 4.4.2.2 附件的分类 ● 承压功能附件：起到承压功能的，如加强件、支管或开孔补强件等。 ● 非承压功能附件：不起到承压功能的，如设备的鞍座、裙座、支承件、支撑、吊耳、托架、管道支吊架等。 ● 结构性功能附件：结构附件执行承压功能，或作为部件载荷支承件， 如容器的垫板等。 ● 非结构性功能附件：非结构附件不执行承压功能，也不作为部件载荷支承件，如铭牌、保温层的支撑件、定位块和临时吊耳等。   4.4.2.3 附件的材料和焊接要求 a. 执行承压功能附件 l 按照NC/ND/NE-2121（a）的规定：“执行承压功能附件应是承压材料”的结论意见，承压功能附件材料应与设备的承压件材料要求相一致。 l 执行承压功能附件的焊接，应满足设备承压件的焊接要求。 b. 非承压功能的结构性附件 l 按照NC/ND/NE-2190（a）的规定，非承压功能的结构性附件的材料，应符合NF-2000的规定要求。 l 非承压功能的结构性附件焊接，应满足NC/ND/NE-4433和表NC/ND/NE-4433-1的规定要求。 c. 非结构性功能附件 l 按照NC/ND/NE-2190（b）的规定，非结构性功能附件的材料，可以不执行ASME规范的有关要求。 l 非结构性功能附件和临时性附件的焊接，可按NC/ND/NE-4435的有关规定。   4.5  安全二、三级辅助设备结构设计 4.5.1 安全二、三级辅助设备结构设计应采用的规范和标准 4.5.1.1安全二、三级辅助设备中的容器结构设计应采用的ASME规范章节 ● 安全二级、MC级压力容器（包括安全二级热交换器承压壳体）的设计，可以采用ASME-NC/NE-3300容器的公式计算法设计，也可以按照ASME-NC/NE-3200容器的分析法设计，包括容器的外压设计、内压设计，容器的壳体、封头、接管、平盖的强度计算及开孔补强面积校核等。但3200容器的分析法设计，必须要具备具有分析法设计资质的人员才能承担。（如具备JB 4732-1995《钢制压力容器 分析设计标准》的资质证书的人员）。 ● 安全三级压力容器（包括安全三级热交换器承压壳体）的结构设计，应按照ASME-ND-3300容器设计规定。包括容器的外压设计、内压设计，容器的壳体、封头、接管、平盖的强度计算及开孔补强面积校核等。 l 安全二、三级波纹管、膨胀节的设计、计算，应按照ASME-NC/ND/NE-3366和NC/ND-3649规定。 ● 安全二、三级泵的结构设计，应按照ASME-NC/ND-3400规定。 ● 安全二、三级阀门的结构设计，应按照ASME-NC/ND-3500规定 ● 安全二、三级管道及管配件的结构设计，应按照ASME-NC/ND-3600规定。 ● 安全二级和安全三级常压容器的结构设计，应按照ASME-NC/ND-3800规定。 ● 安全二级和安全三级0～15psi（0.103MPa）低压容器的结构设计，应按照ASME-NC/ND-3900规定。   4.5.1.2  安全二、三级辅助设备中的热交换器管束结构设计可采用设计标准 ● 在ASME-NC/ND中，没有有关安全二、三级热交换器内部管束结构设计规定，安全二、三级热交换器的管束结构设计，可以采用TEMA《美国管式换热器制造商协会标准》。当工程总合同允许可以采用国标时，如C-2工程总合同的技术附件中就包括GB151-1999《管壳式换热器》。   4.5.2  安全二、三级辅助设备中容器的焊接结构设计应采用的ASME规范章节 a. 安全二、三级压力容器的焊接接头分类，应满足NC/ND/NE-3351规定： ● A类焊接接头按NC/ND/NE-3351.1规定； ● B类焊接接头按NC/ND/NE-3351.2规定； ● C类焊接接头按NC/ND/NE-3351.3规定； ● D类焊接接头按NC/ND/NE-3351.4规定； b. 安全二、三级压力容器焊接接头允许形式，应符合和满足NC/ND/NE-3352规定： ● A类焊接按NC/ND/NE-3352.1规定； ● B类焊接按NC/ND/NE-3352.2规定； ● C类焊接按NC/ND/NE-3352.3规定； ● D类焊接按NC/ND/NE-3352.4规定； c. 有关容器的详细焊接结构要求如下： ● 所有安全二、三级承压边界的A、B类对接焊缝、全焊透C类对接焊缝和全焊透D类对接焊缝，必须采用开坡口全焊透结构焊缝，详见图NC/ND/NE-3352-1和图NC/ND/NE-4244（a）-1规定； ● 所有安全二、三级承压边界的C、D类角焊缝，应采用开坡口的填角焊缝或全焊透连续角焊缝结构，详见图NC/ND/NE-4244（b）-1规定； ● 安全二、三级设备的D类焊缝中，对无补强件插入式接管，可以采用两条部分焊透焊缝（可以是不开坡口双面角焊缝、单面开V型坡口焊缝或单面开J型坡口焊缝的任一种所需的焊缝组合结构，详见图NC/ND/NE-4244（d）-1规定。 d. 安全二、三级压力容器焊接接头的尺寸设计要求： ● 容器焊接接头尺寸，对接焊缝主要有三大要素：坡口角度、钝边宽度及焊根间隙；角焊缝除上述要素外，还应规定焊脚高度。 ● 在ASME-NC/ND/NE中对上述焊接接头尺寸要素，没有作具体的规定，交代不清楚，设计时可以参考国内压力容器设计的权威规范和标准：GB150-1998《钢制压力容器》附录J或HG 20583-1998《钢制化工容器结构设计规定》附表11-2~表11-7。 e. 有关安全二、三级热交换器管束的连接结构，可参照TEMA或GB151中有关管子与管板连接结构的有关规定。   4.5.3 安全二、三级辅助设备中支承件的设计规则应采用的ASME规范章节 ● 板壳型支承件的设计规则，应按照NF-3200中规定的相应安全等级分析法设计。 ● 线型支承件的设计规则，应按照NF-3300中规定的相应安全等级分析法设计。 ● 标准支承件的设计规则，应按照NF-3400中规定的相应安全等级分析法设计。 ● 部件支承件的设计规则，应按照NF-3500中规定的相应安全等级分析法设计。 ● 管道支承件的设计规则，应按照NF-3600中规定的相应安全等级分析法设计。 ● 有关支承件的分类，应按照NF-1210的规定。   4.6  安全二、三级辅助设备设计的输出文件 4.6.1 安全二、三级辅助设备结构设计最终应输出的设计技术文件：（总体要求） ● 设计计算书：包括静态结构强度计算书、动态抗震计算书、应力分析 报告 软件系统测试报告下载sgs报告如何下载关于路面塌陷情况报告535n,sgs报告怎么下载竣工报告下载 和热交换器的热工计算书及管束流致振动计算书等。 ● 结构设计施工图。 ● 设备制造规格书。 ● 设备设计说明书。 ● 设备的检修、维护和使用说明书等。   4.6.2  相应的制造技术条件编制  ● 根据设计和制造的实际需要，设计部门的有关专业人员，应根据ASME规范的总体要求，分别编制安全二、三级设备制造中需要使用的相关材料、焊接、无损检测、试验、清洗、油漆、包装、运输及贮存等通用或专用技术条件。   4.7 安全二、三级辅助设备设计资质 ● 承担安全二、三级辅助设备设计的设计单位，必须具备国家核安全局颁发的《民用核安全设备设计许可证》资质证书，并在设计许可活动范围内开展设计工作。 ● 承担安全二、三级辅助设备设计的计算、设计、编制、校对、审核人员，应由设计资质证书的单位，对有关的设计、校对、审核人员经培训考查后，由该单位的人事或质保部门定期公布核设备的设计人员名单，有关设计人员被授权后，才允许上岗和签发相应的设计技术文件。   5. 核电厂核岛安全二、三级辅助设备中对采用的材料要求 5.1 安全二、三级辅助设备材料的定义及应满足的条件 a. 按照NC/ND/NE/NF-2121（a）的规定：用于安全二、三级辅助设备的承压元件材料、执行承压功能结构性附件材料、非承压功能的结构性附件材料及支承件材料（包括原材料和焊接材料），均属于安全二、三级辅助设备用材。 b. 承压元件材料、执行承压功能结构性附件材料（包括原材料和焊接材料），应符合和满足ASME -III-1-NC/ND/NE-2000材料章中的有关规定要求。 c. 非承压功能的结构性附件材料和支承件材料（包括原材料和焊接材料），应符合和满足ASME -III-1-NF-2000材料章中相应安全等级支承件材料的规定要求。 d. ASME-NC/ND/NE/NF-2000中规定的相应安全等级设备对材料性能要求及考核值是最低要求，设计者或材料技术条件的编制者，可以根据不同设备的工艺参数、结构特点及使用条件等，对要采用的材料增加认为需要追加的技术要求或考核内容是允许的，但追加要求必须要考虑到它的必要性、合理性和经济性。   5.2 安全二、三级辅助设备对材料的断裂韧性要求 5.2.1 安全二、三级辅助设备对材料的断裂韧性要求 5.2.1.1 ASME规范为何对安全级设备采用材料要强调断裂韧性要求 ● 安全级设备在运行中，一般都可能会接触到放射性介质，材料在长时期 接触含放射性介质环境条件下，易引起材料脆变，尤其是铁素体材料， 如反应堆压力容器的大锻件（SA-508-Ⅲ）在强中子辐照下，材料会逐渐 脆变，如果材料有良好的断裂韧性，可以防止或延迟材料的脆变，从而 能起到保证和促进安全级设备运行时的安全性、可靠性和使用寿命。   5.2.1.2  ASME规范对安全三级设备材料的断裂韧性要求 按照ND-2331规定，用于安全三级容器、贮罐、管件、泵、阀门和配件的承压材料（螺栓连接件除外），必须进行夏氏V型缺口冲击试验，试验温度必须低于或等于金属的最低使用温度。试验结果必须满足以下试验方法的验收标准之一： ● 夏氏V型缺口冲击试验的横向膨胀量 三个试样的试验结果，其平均值和单个值都必须满足表ND-2331（a） -1的相应要求。 ● 夏氏V型缺口冲击试验的吸收能量值 三个试样的试验结果，其平均值和单个值都必须满足表ND-2331（a）-2的相应要求。   5.2.1.3  ASME规范对安全二级和MC级设备材料的断裂韧性要求 a. 按照NC/NE-2331规定，用于安全二级和MC级设备的承压材料的冲击试验应按下列试验方法之一进行： ● 夏氏V型缺口冲击试验的温度应低于或等于金属的最低使用温度。 ● 落锤试验：用来表示金属的最低使用温度（LST-TNDT）按附录R确定的规则得到满足。（详见ASME-Ⅲ-1册-附录R） b. 按照NC/NE-2332.1规定：最大厚度≤2.5in（64mm）的承压材料（不包括螺栓连接件），对母材和焊缝金属的冲击试验结果必须满足以下试验方法的验收标准之一： ● 夏氏V型缺口冲击试验的横向膨胀量 三个试样的平均值和单个试样的试验结果，都必须满足表NC/NE-2332.1-1的相应要求。 ● 夏氏V型缺口冲击试验的吸收能量：三个试样的平均值和单个试样的试验结果，都必须分别满足表NC/NE-2332.1-2的相应要求。 ● 落锤试验：按ASTM E208-91的规定，在验收试验中至少有两个试样不得发生破裂。 c. 按照NC/NE-2332.2规定，最大厚度＞2.5in（64mm）的承压材料（不包括螺栓连接件），对母材和焊缝金属的冲击试验必须优先进行落锤试验，落锤试验按ASTM E208-91的规定，在验收试验中至少有两个试样不得发生破裂。 （举例：设备闸门、安全注射箱，查附录图R-1200-1）   5.2.1.4 ASME规范对安全二、三级和MC级设备螺栓连接件材料的断裂韧性要求 ●按照NC/NE-2332.3规定，安全二级、MC级设备的螺栓连接件（包括螺栓、双头螺栓和螺母）材料，必须进行夏氏V型缺口冲击试验，试验应在低于或等于最低使用金属温度下进行，试验结果，其横向膨胀量和吸收能量值，应满足表NC-2332.3-1或NE-2332.3（a）-1的要求。 ● 安全三级设备的螺栓连接件（包括螺栓、双头螺栓和螺母）材料，必须进行夏氏V型缺口冲击试验。试验应在低于或等于最低使用金属温度下进行，试验结果，横向膨胀量和吸收能量值，必须满足表ND-2333-1的要求。   5.2.1.5  ASME规范对安全二、三级和MC级设备支承件材料、支承件螺栓材料的断裂韧性要 ● 按照NF-2331规定，安全二、三级和MC级设备的支承件材料，必须经夏氏V型缺口冲击试验。试验结果：安全二级和MC级设备支承件材料的横向膨胀量，应满足表NF-2331（a）-2要求；吸收能量值，应满足图NF-2331（a）-1要求；安全三级设备支承件材料的横向膨胀量，应满足表NF-2331（a）-3要求；吸收能量值，应满足图NF-2331（a）-2要求。 ● 安全二级、MC级和安全三级设备的支承件螺栓材料（包括螺栓、双头螺栓和螺母，实际上就是地脚螺栓和地脚螺母），必须经夏氏V型缺口冲击试验。试验结果：安全二级、MC级和安全三级设备支承件螺栓材料冲击试验的横向膨胀量，应满足表NF-2333-1要求。   5.2.2 ASME规范对安全二、三级和MC级设备材料不要求进行冲击试验条件和范围 根据ASME-NC/ND/NE/NF-2311（a）节中的有关规定，凡符合下列条件之一的安全二、三级和MC级设备的承压材料、螺栓连接件材料和支承件材料都可免做冲击试验： a. 名义截面厚度≤5/8in（16mm）材料； b. 螺栓连接件公称直径≤1in（M24）； c. 棒材的截面面积≤1in2（6452mm）； d. 公称管径≤6in（150mm）各种厚度的管道、管子、管配件、管接头等； e. 名义壁厚≤5/8in（16mm）各种管接头、泵、阀门和管配件等； f. 奥氏体不锈钢材料； g. 有色金属材料； h. 最低使用温度高于150ｏF（66ｏC）的安全二级和MC级设备材料，或最低使用温度高于100ｏF（38 ｏC）的安全三级设备材料； i. 满足关系式最低使用温度LST≥TNDT＋A的材料。   5.3  安全二、三级辅助设备材料对重要化学元素的的要求 5.3.1 安全二、三级辅助设备承压材料中对含碳（C）量的控制要求 a. 铁素体承压材料对含碳（C）量的控制要求 ● 为保证铁素体承压材料的可焊性和提高材料焊接过程中的抗裂性能，对承压元件材料中的碳元素含量应有较严格的控制，在民用压力容器的“容规”第12条中，规定承压元件用的碳钢和低合金钢的含碳量，一般应控制在：C≤0.25%（熔炼分析，下同）。 ● 国内目前对常用的安全二、三级设备铁素体承压材料钢种，如16MnHR钢板、16Mn核锻、16Mn核管、20HR钢板、20MnHR钢板的含碳量要求，均控制在≤0.20%。国内的15MnNi钢板和15MnNi核锻，均为安全二级设备材料，其含碳量要求控制在≤0.12%以内。 b. 奥氏体不锈钢承压材料对含碳（C）量的控制要求 ● 含碳量较高的奥氏体不锈钢材料，由于在焊接过程中，容易发生铬的碳化物沉淀，形成贫铬层，使材料的抗晶间腐蚀性能大为降低。核电厂核岛辅助系统设备中，凡是接触的介质放射性计量（比活度）较高的，且具有一定工作温度的安全二、三级不锈钢设备，大多采用超低碳（含碳量≤0.03%）奥氏体不锈钢材料，如00Cr19Ni10（304L）、00Cr17Ni14Mo2（316L）不锈钢。 ● 为了保证奥氏体不锈钢承压材料的抗晶间腐蚀性能，也可以采用含稳定化元素（如：钛Ti）的不锈钢材料，如0Cr18Ni10Ti（321）不锈钢。尽量限制使用含碳量≤0.08%的低碳奥氏体不锈钢材料，如0Cr18Ni9（304）、0Cr17Ni12Mo2（316）非稳定性不锈钢材料。   5.3.2 安全二、三级设备铁素体承压材料对硫（S）、磷（P）含量的控制要求 ● 为使铁素体承压材料在焊接过程中避免产生有害缺陷，获得完整致密的焊缝，保证焊缝金属的良好力学性能，对铁素体承压元件材料中的硫、磷元素含量应作严格控制。 ● 国内目前对常用的安全二、三级铁素体承压材料，如16MnHR钢板、16Mn核锻、16Mn核管及20HR钢板、20MnHR钢板的磷含量要求，控制在≤0.020%～0.025%（熔炼分析，下同），硫含量要求控制在≤0.010%～0.015%。对15MnNi钢板、15MnNi核锻安全二级设备材料的磷含量要求，控制在≤0.015%，硫含量要求控制在≤0.005%。   5.3.3 安全二、三级辅助设备对奥氏体不锈钢承压材料中钴（Co）、铜（Cu）含 量的控制要求 ● 钴（Co）、铜（Cu）是活化元素，在中子辐照条件下，活化了的钴、铜 元素，会随着放射性介质回路内的腐蚀产物循环，容易造成整个回路的 污染。钴元素若遇到强中子辐照条件，材料中59Co会被活化成60Co，60Co 是一种钴源，其危害性将更大。因此，凡是直接接触反应堆冷却剂或与反应堆冷却剂回路相连通的安全二、三级设备的不锈钢材料，对钴、铜元素的含量都需要进行控制。 ● 有关对不锈钢钴、铜元素的含量控制，在ASME规范中没有专门的特殊规定，在法国RCC-M标准中对不锈钢的钴含量有规定要求，国内目前对安全二、三级设备的奥氏体不锈钢承压材料的钴含量要求，一般都控制在≤0.08%～0.12%，对铜元素含量要求控制在≤1.0%。   5.4 安全二、三级辅助设备对材料的金相组织要求 a. 对材料的晶粒度要求 ● 材料内部单位面积上的晶粒数目越多，晶粒组织就越细，材料的力学性能也就越好，安全二、三级设备材料要求具备较细的晶粒度。 ● 国内目前对安全二、三级铁素体承压材料的晶粒度要求为：5～6级或更细； ● 对安全二、三级奥氏体不锈钢承压材料的晶粒度要求为：3～4级或更细。 b. 对材料中非金属夹杂物的要求 l 非金属夹杂物为钢中存在的非金属化合物，按其化学成分来分，可以分 为氧化夹杂物、硫化夹杂物和硅酸盐夹杂物，按其可塑性来分，可以分为塑性夹杂物和脆性夹杂物。非金属夹杂物作为独立相存在于钢中，它破坏了金属的连续性，使钢组织的不均匀增大。非金属夹杂物的含量越高，对钢的性能破坏性也越大。因此，安全二、三级设备材料对非金属夹杂物也需要严格控制，使钢组织有良好的均匀性，以保证材料的力学性能。 ● 国内目前对安全二、三级铁素体和奥氏体承压材料的非金属夹杂物的控 制要求为：A类——硫化物夹杂物≤1.0级； B类——氧化铝夹杂物≤1.5级 C类——硅酸盐夹杂物≤1.0级； D类——球状氧化物夹杂物≤1.0级；   5.5 安全二、三级辅助设备对奥氏体不锈钢焊接材料及焊缝金属中的铁素体含量 （δ）的控制要求 ● 安全二、三级设备采用的奥氏体不锈钢焊接材料及焊缝金属，必须经铁素体含量测试。 ● 铁素体含量测试方法应按ASME-NC/ND/NE-2432化学分析方法，再结合图ASME-NC/ND/NE-2433.1-1确定δ铁素体的含量；另外也可以采用ASME-NC/ND/NE-2433.1规定的磁性测量仪进行测量。 ● 测量结果铁素体含量（δ）应为：5级（5%）～14级（12.3%）之间。   5.6 安全二、三级辅助设备对奥氏体不锈钢原材料、焊接材料及焊缝金属的晶间腐蚀试验要求 ● 安全二、三级设备中采用的奥氏体不锈钢原材料、焊接材料及焊缝金属， 必须经晶间腐蚀试验或测定。 ● 不锈钢晶间腐蚀试验方法，可按照ASTM A262“E”法，或采用GB/T 4334.5-2000《不锈钢硫酸-硫酸铜腐蚀试验方法》。试验结果应无晶间腐蚀倾向。   5.7 安全二、三级辅助设备对材料的无损检测要求 ● 为保证安全二、三级设备原材料的内部组织无缺陷，对安全二、三级设备原材料（包括板、棒、锻、管），应按材料技术要求对材料进行必要的体质性超声波（UT）及表面磁粉/渗透（MT/PT）无损检测，以保证原材料的内部组织及表面无缺陷。 ● 对于名义厚度≤6mm奥氏体不锈钢薄钢板，可以采用兰姆波无损检测。 ● 对于换热管（主要是奥氏体不锈钢Tube无缝管），需经100%超声波＋涡流无损检测。   5.8  C-2项目安全二、三级非标设备中采用的通用材料技术条件清单 ● PC2-MS-113TC《安全二、三级螺栓紧固件用42CrMo、40CrMoV锻、轧棒材技术条件》 ● PC2-MS-114TC《安全二、三级压力容器用16MnHR钢板 技术条件》 ● PC2-MS-115TC《安全二、三级热交换器壳体用奥氏体不锈钢无缝管技术条件》 ● PC2-MS-116TC《安全二、三级压力容器用16Mn、15MnNi钢锻件技术条件》 ● PC2-MS-117TC《安全二、三级压力容器及设备闸门用15MnNi钢板件技术条件》 ● PC2-MS-118TC《安全二、三级设备用16Mn无缝管技术条件》 ● PC2-MS-121TC《热交换器用奥氏体不锈钢无缝钢管技术条件》 ● PC2-MS-128TC《安全二、三级压力容器用低碳、超低碳奥氏体不锈钢棒材技术条件》 ● PC2-MS-129TC《安全二、三级压力容器用低碳、超低碳奥氏体不锈钢板技术条件》 ● PC2-MS-130TC《安全二、三级压力容器用低碳、超低碳奥氏体不锈钢锻件技术条件》 ● PC2-MS-131TC《安全二、三级压力容器用低碳、超低碳奥氏体不锈钢管技术条件》 ● PC2-MS-137TC《安全二级主蒸汽管、主给水管贯穿件锻件技术条件》 ● PC2-MS-138TC《安全二、三级设备螺栓用1Cr17Ni2棒料技术条件》 ● PC2-MS-139TC《安全二、三级设备螺母用40Mn、1Cr13锻、轧棒料技术条件》 ● PC2-MS-140TC《安全二级主蒸汽管材料技术条件》   注：本清单中未包括C-2项目安全一级设备、其他安全级设备的专用材料技术条件，及现场工程中采用的安全级材料技术条件。