GB/T 16702.2-2025 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 第2部分：1级设备

　　ICS 27 . 120 . 20 CCS F 69

　　中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准

　　GB/T 16702 . 2—2025部分代替 GB/T 16702—2019

　　压水堆核电厂核岛机械设备设计规范

　　第 2 部分 : 1 级设备

　　Design specification for mechanical components in nuclear island of pressurized

　　water reactor nuclear power plants—part 2 : Class 1 components

　　2025-02-28 发布 2025-02-28 实施

　　国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会

　　

　　发

　　

　　布

　　GB/T 16702 . 2—2025

　　目 次

　　前言 Ⅲ

　　引言 V

　　1 范围 1

　　2 规范性引用文件 1

　　3 术语和定义 3

　　4 通则 4

　　4 . 1 1 级设备及管道的部件和附件的边界 4

　　4 . 2 文件 8

　　4 . 3 标识 9

　　5 材料 10

　　5 . 1 概述 10

　　5 . 2 材料的选用 10

　　5 . 3 晶间腐蚀敏感性 16

　　5 . 4 钴含量要求 17

　　6 设计 17

　　6 . 1 设计规则 17

　　6 . 2 设备性能分析通则 22

　　6 . 3 容器的通用设计 48

　　6 . 4 泵的设计 63

　　6 . 5 阀门通用设计 65

　　6 . 6 管道设计 98

　　7 制造及检验 144

　　7 . 1 概述 144

　　7 . 2 制造与检验的初步文件和要求 145

　　7 . 3 制造工艺 146

　　7 . 4 焊接相关技术要求 146

　　8 1 级设备的压力试验 149

　　8 . 1 总则 149

　　8 . 2 水压试验的一般要求 149

　　8 . 3 阀门的特殊试验要求 153

　　9 超压保护 153

　　9 . 1 通则 153

　　9 . 2 超压分析报告 157

　　I

　　GB/T 16702 . 2—2025

　　9 . 3 排量要求 158

　　9 . 4 直接式压力限制装置的整定压力 158

　　9(9) 6(5) 非重闭式压力释放装置(压力释放阀的设计和运)行… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… …… 1(1)6(5)3(9)

　　9 . 7 排量的确定 163

　　Ⅱ

　　GB/T 16702 . 2—2025

　　前 言

　　本文件按照 GB/T 1 . 1—2020《标准化工作导则 第 1 部分:标准化文件的结构和起草规则》的规定起草 。

　　本文件是 GB/T 16702《压水堆核电厂核岛机械设备设计规范》的第 2 部分 。 GB/T 16702 已经发布了以下部分:

　　— 第 1 部分:总则 ;

　　— 第 2 部分: 1 级设备 ;

　　— 第 3 部分:2 级设备 ;

　　— 第 4 部分: 3 级设备 ;

　　— 第 5 部分:小型设备 ;

　　— 第 6 部分:堆内构件 ;

　　— 第 7 部分:设备支承 ;

　　— 第 8 部分:低压或常压储罐 。

　　本文件代替 GB/T 16702—2019《压水堆核电厂核岛机械设备设计规范》的第 5 章 1 级设备 , 与GB/T 16702—2019 中第 5 章相比 , 除结构调整和编辑性改动外 , 主要技术变化如下:

　　— 增加了 1 级设备及管道的部件和附件的边界(见 4 . 1) ;

　　— 更改了材料标准号;增加了非能动余热排出热交换器 、堆芯补水箱 、主泵外置热交换器等 1 级设备材料选用(见表 1 , 2019 年版的表 2) ;

　　— 更改了工况分类描述(见 6 . 1 . 2 , 2019 年版的 5 . 3 . 1 . 2) ;

　　— 增加了 B级准则和 T级准则(见 6 . 1 . 4) ;

　　— 增加了一些典型情况的应力分类(见 6 . 2 . 3 . 1 . 7) ;

　　— 更改了部分工况下的应力限制(见 6 . 2 . 3 , 2019 年版的 5 . 3 . 2 . 3) ;

　　— 增加了几何和载荷不连续区域的设计原则[见 6 . 3 . 4 . 2c)] ;

　　— 增加了可维修性(见 6 . 3 . 4 . 3) ;

　　— 增加了压力释放阀的设计(见 6 . 5 . 7) ;

　　— 更改了表 7 , 并增加了最后两列材料及其相应数据(见表 7 , 2019 年版的表 7) ;

　　— 更改了低合金钢对接焊缝焊接工艺评定中强辐照区熔敷金属的铜和磷含量要求[见 7. 2. 3 . 1a) , 2019 年版的 5 . 4. 2. 3 . 1a)] ;

　　— 更改了反应堆压力容器热影响区金属冲击韧性试验的验收要求[见 7 . 2 . 3 . 1b) , 2019 年版的5 . 4 . 2 . 3 . 1b)] ;

　　— 更改了低合金钢焊接推荐的最低预热温度(见 7 . 4 . 4 , 2019 年版的 5 . 4 . 4 . 4) ;

　　— 更改了单个容器的试验压力要求(见 8 . 2 . 2 . 1 , 2019 年版的 5 . 5 . 2 . 2 . 1) ;

　　— 增加了多腔室容器的压力试验规定(见 8 . 2 . 2 . 1) ;

　　— 更改了组件的试验压力要求(见 8 . 2 . 2 . 6 , 2019 年版的 5 . 5 . 2 . 2 . 6) 。

　　请注意本文件的某些内容可能涉及专利 。本文件的发布机构不承担识别专利的责任 。

　　本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归口 。

　　本文件起草单位:中国核动力研究设计院 、上海核工程研究设计院股份有限公司 、中国核电工程有限公司 、中广核工程有限公司 、生态环境部核与辐射安全中心 、中机生产力促进中心 、核工业标准化研究所 。

　　Ⅲ

　　GB/T 16702 . 2—2025

　　本文件主要起草人: 王朐心 、唐传宝 、孙英学 、李 冬 慧 、杨 立 才 、钱 升 、刘 润 发 、张 耀 春 、邓 小 云 、杨志海 、高永建 、左树春 、刘攀 、周全 、傅孝龙 、尹祁伟 、黄宗仁 、梅乐 、王庆田 、谭鑫 、李长香 、苏舒 、田俊 、赵禹 、黄敏 、吕勇波 、邱阳 、马姝丽 、邱天 、周高斌 、蒋鸿 、王岩 、康志彬 、刘向红 、刘宏斌 、杨传胜 、黄炳炎 、汤臣杭 、郑连刚 、何劲松 、冯志鹏 、刘文进 、曾忠秀 、李红鹰 、魏微 、韩峥 、杨静瑞 、王秉熙 、管佳耑 、贺寅彪 、林绍萱 、张志超 、张兴 、白勇军 、顾春辉 、陶宏新 、陈红生 、张俊宝 、王永东 、刘刚 、陈星文 、王弘昶 、倪依雨 、王振锋 、王艳苹 、郭利峰 、路晓晖 、孔小飞 、唐慧 、李海龙 、高晨 、周舟 、宿希慧 、吴飞飞 、邓瑞源o

　　本文件及其所代替文件的历次版本发布情况为:

　　— 1996 年首次发布为 GB/T 16702—1996 , 2019 年第一次修订 ;

　　— 本次为第二次修订 , 将其拆分为 8 个部分 , 本文件编号调整为 GB/T 16702 . 2—2025 o

　　Ⅳ

　　GB/T 16702 . 2—2025

　　引 言

　　GB/T 16702《压水堆核电厂核岛机械设备设计规范》是压水堆核电厂核岛机械设备设计通用技术标准 , 是贯彻我国核安全法规精神 , 积极推进压水堆核电厂核岛机械设备标准技术路线统一 , 促进压水堆核岛机械设备自主设计及国产化进程而制定相关标准中的重要组成部分 。GB/T 16702 是指导我国压水堆核电厂核岛机械设备设计活动的基础性和通用性的标准 , 拟由八个部分构成 。

　　— 第 1 部分:总则 。 目的在于规定压水堆核电厂核岛机械设备设计需要遵守的总体要求及与其他部分配套使用的附录 。

　　— 第 2 部分: 1 级设备 。 目的在于规定 1 级承压设备的材料 、设计 、制造 、检验 、压力试验及超压保护等设计中所需遵守的要求 。

　　— 第 3 部分:2 级设备 。 目的在于规定 2 级承压设备的材料 、设计 、制造 、检验 、压力试验及超压保护等设计中所需遵守的要求 。

　　— 第 4 部分: 3 级设备 。 目的在于规定 3 级承压设备的材料 、设计 、制造 、检验 、压力试验及超压保护等设计中所需遵守的要求 。

　　— 第 5 部分:小型设备 。 目的在于规定小型承压设备的材料 、设计 、制造 、检验 、水压试验及泵的鉴定及验收试验等设计中所需遵守的要求 。

　　— 第 6 部分:堆内构件 。 目 的在于规定堆内构件的材料 、设计 、制造 、检验等设计中所需遵守的要求 。

　　— 第 7 部分:设备支承 。 目 的在于规定压水堆核电厂核岛机械设备支承的设计中所需遵守的要求 。

　　— 第 8 部分:低压或常压储罐 。 目的在于规定低压或常压储罐的材料 、设计 、制造 、检验及水压试验等设计中所需遵守的要求 。

　　GB/T 16702(所有部分)与 NB/T 20001~NB/T 20009 系列标准一起构成适用于我国的压水堆核电厂核岛机械设备设计 、制造的技术标准体系 。该标准体系立足自主核电工程经验 , 吸纳核岛机械设备标准技术路线统一研究成果 , 符合我国核电监管体系要求和工业基础 , 是规范和指导我国压水堆核电厂核岛机械设备设计 、制造等相关活动的重要依据 。

　　本文件重点考虑了 1 级承压设备的设计原则 , 增加了特殊部件及结构的设计要求 , 更新了材料标准号 , 从而完善了 1 级承压设备的材料 、设计 、制造 、检验 、压力试验及超压保护等设计中所需遵守的要求 。本文件与 GB/T 16702 . 1—2025 配套使用 。

　　V

　　GB/T 16702 . 2—2025

　　压水堆核电厂核岛机械设备设计规范

　　第 2 部分: 1 级设备

　　1 范围

　　本文件规定了压水堆核电厂核岛机械设备中 1 级承压设备的材料 、设计 、制造 、检验及超压保护等要求 , 描述了相应的试验。

　　本文件适用于 GB/T 16702 . 1—2025 中第 5 章规定的 1 级承压设备及其零部件的设计。

　　2 规范性引用文件

　　下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。 其中 , 注 日期的引用文件 , 仅该日期对应的版本适用于本文件;不注日期的引用文件 , 其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。

　　GB/T

　　16702 . 1—2025

　　压水堆核岛机械设备设计规范

　　第 1 部分:总则

　　GB/T

　　16702 . 3—2025

　　压水堆核岛机械设备设计规范

　　第 3 部分:2 级设备

　　GB/T

　　16702 . 6—2025

　　压水堆核岛机械设备设计规范

　　第 6 部分:堆内构件

　　GB/T

　　16702 . 7—2025

　　压水堆核岛机械设备设计规范

　　第 7 部分:设备支承件

　　NB/T 20001 压水堆核电厂核岛机械设备制造规范

　　NB/T 20002 . 1

　　压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范

　　第 1 部分:通用要求

　　NB/T 20002 . 2

　　压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范

　　第 2 部分:焊接填充材料验收

　　NB/T 20002 . 3

　　压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范

　　第 3 部分:焊接工艺评定

　　NB/T 20002 . 4

　　压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范

　　第 4 部分:焊接填充材料评定

　　NB/T 20002 . 5

　　压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范

　　第 5 部分:制造车间评定

　　NB/T 20002 . 6

　　压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范

　　第 6 部分:产品焊接

　　NB/T 20002 . 7

　　压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范

　　第 7 部分:耐磨堆焊

　　NB/T 20003 . 3 核电厂核岛机械设备无损检测 第 3 部分:射线检测

　　NB/T 20003 . 4 核电厂核岛机械设备无损检测 第 4 部分:渗透检测

　　NB/T 20004 核电厂核岛机械设备材料理化检验方法

　　NB/T 20005 . 1 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第 1 部分:1 、2 、3 级设备用锻 、轧件

　　NB/T 20005 . 5 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第 5 部分:1 、2 、3 级承压铸件

　　NB/T 20005 . 6 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第 6 部分:反应堆冷却剂泵电动机机座铸件

　　NB/T 20005 . 7 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第 7 部分:1 、2 、3 级设备用钢板

　　NB/T 20006 . 1

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 1 部分:承受强辐照的反应堆压力容器筒体用锰-镍-

　　钼合金钢锻件

　　NB/T 20006 . 3

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 3 部分:反应堆压力容器过渡段和法兰用锰-镍-钼钢

　　锻件

　　NB/T 20006 . 4

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 4 部分:反应堆压力容器接管嘴用锰-镍-钼钢锻件

　　NB/T 20006 . 5

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 5 部分:反应堆压力容器封头用锰-镍-钼钢锻件

　　NB/T 20006 . 6

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 6 部分:蒸汽发生器管板用锰-镍-钼钢锻件

　　1

　　GB/T 16702 . 2—2025

　　NB/T 20006 . 7

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 7 部分:蒸汽发生器筒体用锰-镍-钼钢锻件

　　NB/T 20006 . 8

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 8 部分:蒸汽发生器上封头用锰-镍-钼钢锻件

　　NB/T 20006 . 9

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 9 部分:蒸汽发生器水室封头用锰-镍-钼钢锻件

　　NB/T 20006 . 10

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 10 部分:稳压器和蒸汽发生器接管嘴及孔盖用锰-

　　镍-钼钢锻件

　　NB/T 20006 . 11

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 11 部分:稳压器筒体 、封头用锰-镍-钼钢锻件

　　NB/T 20006 . 12

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 12 部分:反应堆冷却剂泵主法兰用锰-镍-钼钢锻件

　　NB/T 20006 . 14

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 14 部分:反应堆压力容器和反应堆冷却剂泵紧固件

　　用镍-铬-钼钢锻棒

　　NB/T 20006 . 15

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 15 部分:承压边界用锰-镍-钼钢厚钢板

　　NB/T 20006 . 17

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 17 部分:反应堆压力容器法兰-接管段用锰-镍-钼钢

　　锻件

　　NB/T 20006 . 18

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 18 部分:压力容器整体顶盖用锰-镍-钼合金钢锻件

　　NB/T 20006 . 19

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 19 部分:反应堆冷却剂泵泵壳用锰-镍-钼合金钢

　　锻件

　　NB/T 20006 . 38

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 38 部分:堆芯补水箱用 19MnNiMo 锻件

　　NB/T 20006 . 44

　　压水堆核电厂用合金钢

　　第 44 部分:安全级设备螺栓用合金钢棒

　　NB/T 20007 . 1

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 1 部分:1 、2 、3 级奥氏体不锈钢锻件

　　NB/T 20007 . 4

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 4 部分:反应堆冷却剂泵轴用含铌稳定化奥氏体不锈

　　钢锻件

　　NB/T 20007 . 5

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 5 部分:1 、2 、3 级设备用奥氏体不锈钢钢板

　　NB/T 20007 . 8

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 8 部分:1 、2 、3 级设备用奥氏体不锈钢无缝钢管

　　NB/T 20007 . 9

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 9 部分:1 、2 、3 级奥氏体不锈钢对焊无缝管件

　　NB/T 20007 . 10

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 10 部分: 1 、2 、3 级热交换器用奥氏体不锈钢无缝

　　钢管

　　NB/T 20007 . 11

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 11 部分:用填充金属焊接的 1 、2 、3 级奥氏体不锈钢

　　钢管

　　NB/T 20007 . 12

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 12 部分:用填充金属焊接的 1 、2 、3 级奥氏体对焊不

　　锈钢管件

　　NB/T 20007 . 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

　　NB/T 20007 . 14

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 14 部分:1 、2 、3 级设备用奥氏体不锈钢棒材和型材

　　NB/T 20007 . 19

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 19 部分:1 、2 、3 级马氏体不锈钢承压铸件

　　NB/T 20007 . 21

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 21 部分:蒸汽发生器传热管支承用马氏体不锈钢板

　　NB/T 20007 . 22

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 22 部分:反应堆控制棒驱动机构驱动杆用马氏体不

　　锈钢无缝钢管

　　NB/T 20007 . 23

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 23 部分:1 、2 、3 级奥氏体-铁素体不锈钢承压铸件

　　NB/T 20007 . 24

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 24 部分:反应堆冷却剂泵蜗壳用奥氏体-铁素体不锈

　　钢承压铸件

　　NB/T 20007 . 25

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 25 部分:泵用奥氏体-铁素体不锈钢 A、B、C类非承

　　压铸造内件

　　NB/T 20007 . 26

　　压水堆核电厂用不锈钢

　　第 26 部分:反应堆冷却剂管道用奥氏体-铁素体不锈钢

　　离心浇铸管

　　2

　　GB/T 16702 . 2—2025

　　NB/T20007 . 27 压水堆核电厂用不锈钢 第 27 部分:反应堆冷却剂管道用奥氏体-铁素体不锈钢铸造弯头和斜接管嘴

　　NB/T 20007 . 39 压水堆核电厂用不锈钢 第 39 部分:控制棒驱动机构驱动杆用马氏体不锈钢棒

　　NB/T 20007 . 43 压 水 堆 核 电 厂 用 不 锈 钢 第 43 部 分 : 反 应 堆 冷 却 剂 管 道 接 管 座 用022cr17Ni12Mo2N奥氏体不锈钢锻件

　　NB/T 20007 . 44 压 水 堆 核 电 厂 用 不 锈 钢 第 44 部 分 : 反 应 堆 冷 却 剂 波 动 管 用

　　3

　　015cr17Ni12Mo2N奥氏体不锈钢管

　　NB/T 20007 . 47 压水堆核电厂用不锈钢

　　NB/T 20008. 4 压水堆核电厂用其他材料

　　NB/T 20008. 5 压水堆核电厂用其他材料

　　NB/T 20008. 7 压水堆核电厂用其他材料

　　NB/T 20008. 8 压水堆核电厂用其他材料

　　NB/T 20008. 9 压水堆核电厂用其他材料

　　NB/T 20008. 11 压水堆核电厂用其他材料

　　NB/T 20008. 13 压水堆核电厂用其他材料

　　NB/T 20008. 14 压水堆核电厂用其他材料

　　NB/T 20008. 27 压水堆核电厂用其他材料

　　NB/T 20008. 32 压水堆核电厂用其他材料带材

　　

　　第 47 部分:蒸汽发生器用 06cr13Al不锈钢扁钢

　　第 4 部分:1 、2 、3 级镍-铬-铁合金锻 、轧件

　　第 5 部分:1 、2 级镍-铬-铁合金热轧板

　　第 7 部分:蒸汽发生器传热管用镍-铬-铁合金无缝管第 8 部分:镍-铬-铁合金热挤压管

　　第 9 部分:镍基耐蚀合金棒

　　第 11 部分:支承件及连接件用锻轧棒

　　第 13 部分:1 、2 、3 级螺柱 、螺栓 、螺钉 、螺杆和螺母

　　第 14 部分:镍-铬-铁合金弹簧丝

　　第 27 部分:控制棒驱动机构用 zcocr29W4 . 5 铸件

　　第 32 部分:控制棒驱动机构用 NS3306 合金板材及

　　NB/T 20008. 35 压水堆核电厂用其他材料 第 35 部分:非能动余热排出热交换器用 NS3105 合金 c形管

　　NB/T 20008. 38 压水堆核电厂用其他材料 第 38 部分:爆破阀剪切盖用镍基耐蚀合金锻件NB/T 20009(所有部分) 压水堆核电厂用焊接材料

　　NB/T 20010. 9 压水堆核电厂阀门 第 9 部分:产品出厂检查与试验

　　NB/T 20036 . 6 核电厂能动机械设备鉴定 第 6 部分:阀门组件鉴定

　　HAF602—2019 民用核安全设备无损检验人员资格管理规定

　　HAF603—2019 民用核安全设备焊接人员资格管理规定

　　ASMEB16 . 5—1988+1992 补遗 管法兰和法兰管件(pipE FlanGEs and FlanGEs FittinGs)

　　ASMEB16 . 9—1993

　　工厂制造的锻钢对焊管件(FaCtory-madE wrouGht stEEl buttwEldinG Fit-

　　tinGs)

　　ASME B16 . 11—1991

　　承插焊式和螺纹式锻造管件(ForGEd FittinGs , SoCKEt-wEldinG and thrEa-

　　dEd)

　　ASME B16 . 25—1992

　　对焊端部(ButtwEldinG Ends)

　　ASME B16 . 28—1994

　　锻轧钢制对接焊小弯曲半径弯头和 180。弯头(WrouGht stEEl buttwEldinG

　　short radius Elbows and rEturns)

　　ASMEB36 . 10—2004 焊接和无缝轧制钢管(WEldEd and sEamlEss wrouGht stEEl pipE)

　　ASME B36 . 19—1985 不锈钢钢管(StainlEss stEEl pipE)

　　3 术语和定义

　　GB/T 16702 . 1—2025 界定的术语和定义适用于本文件 。

　　GB/T 16702 . 2—2025

　　4 通则

　　4 . 1 1 级设备及管道的部件和附件的边界

　　4 . 1 . 1 部件的边界

　　设备设计规范书应规定部件与所连接的管道或其他部件的边界范围。 容器 、储罐 、泵或阀门等的边界不应近于下列范围 :

　　a) 焊接连接件的第一道环焊缝接头(连接焊缝应认为是管道的一部分) ;

　　b) 螺栓连接的第一个法兰面(螺栓应认为是管道的一部分) ;

　　c) 螺钉连接的第一个螺纹接头。

　　4 . 1 . 2 部件与附件的边界

　　4 . 1 . 2 . 1 附件

　　附件是指与部件承压部分的内部或外部接触或相连接的元件。

　　附件可能有承压功能,也可能没有承压功能。 有承压功能的附件包括:压力边界加强件 、支路管道及容器的开孔补强。 没有承压功能的附件包括 :

　　a) 阀门导套 、热套管及旋转叶片 ;

　　b) 反应堆压力容器内的堆芯支承结构 、堆内结构件或其他永久性构件 ;

　　c) 容器鞍式支座 、支承件或抗剪吊耳 、托架 、管夹 、耳轴 、裙座及支承载荷路径上的其他物项。附件可以具有结构功能或非结构功能。 有结构功能的附件包括 :

　　a) 执行承压功能的附件 ;

　　b) 反应堆压力容器内的堆芯支承结构 、堆内结构件或其他永久性构件 ;

　　c) 支承载荷路径上的附件。

　　非结构功能的附件包括 :

　　a) 不执行承压功能的附件 ;

　　b) 不在支承载荷路径上的附件 ;

　　c) 永久性或者非永久性的附件。

　　4 . 1 . 2 . 2 管辖界限

　　设备设计规范书规定的承压部件与附件之间的管辖界限不应近于下列范围,图 1~图 4 可为确定边界和相关要求提供帮助 :

　　a) 与部件一起铸造或锻造的附件以及在部件表面堆焊的附件都应认为是部件的一部分 ;

　　b) 有承压功能的附件 、焊缝和紧固件应认为是部件的一部分 ;

　　c) 除 d)和 E)以外,承压部件与非承压附件的边界为承压部件的表面 ;

　　d) 非承压结构附件与部件的第一道连接焊缝应认为是部件的一部分,除非焊缝离部件的承压部位的距离大于 2 t ( t 为承压材料的名义厚度) ;

　　E) 非结构附件与部件的第一道连接焊缝应认为是部件的一部分 ;

　　F) 用于连接非承压附件与部件的紧固件应认为是附件的一部分 ;

　　G) 当设计规范书有规定时,部件的边界可能比部件承压部分至 a)~F)规定的位置远。