ICS 27.120.20 F 69 备案号：29094-2010
NB
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20010.1--2010
代替EJ/T1022.1-1996
压水堆核电厂阀门第1部分：设计制造通则
PWR nuclear power plant valve-
Part 1:General standard for design and manufacture
2010-05-01发布
2010-10-01实施
国家能源局 发布 NB/T20010.1—2010
目 次
前言
II
范围 2 规范性引用文件 3 阀门分级 4 驱动装置和电气附件 5 标志， 6 材料 7 设计与计算 8 制造 9
1
4
5 26 28 28 29 30
产品出厂检验和试验 10 阀门保护层、包装、运输和存 11 核规范等级阀门的鉴定附录A（规范性附录） 压水堆核电广阀门的最大许用压力
I NB/T20010.1—2010
前言
NB/T20010《压水堆核电厂阀门》分为15个部分：
第1部分：设计制造通则；第2部分：碳素钢铸件技术条件；第3部分：不锈钢铸件技术条件；第4部分：碳素钢锻件技术条件；第5部分：奥氏体不锈钢锻件技术条件；第6部分：紧固件技术条件； -第7部分：包装、运输和贮存；第8部分：安装和维修技术条件；第9部分：产品出厂检查与试验：第10部分：应力分析和抗震分析；第11部分：电动装置；第12部分：气动装置；第13部分：核用非核级阀门技术条件；第14部分：柔性石墨填料技术条件； -第15部分：柔性石墨金属缠绕垫片技术条件。
本部分为NB/T20010的第1部分。 本部分按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本部分代替EJ/T1022.1—1996《压水堆核电厂阀门设计制造通则》，与EJ/T1022.1-—1996相比
主要有以下变化：
-对文章的整体结构进行了较大的调整；调整了部分章节的排列顺序；增加了对阀门总体设计、结构设计的要求；提出了对阀门样机鉴定的规定；删除了在本系列标准中其他部分已涉及、不需再描述的内容，如EJ/T1022.1-1996中第9 章对材料的一些具体规定。
本部分的编制参考了RCC-MB3500C3500D3500(2000版+2002年补遗）。 本部分由核工业标准化研究所归口。 本部分起草单位：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院。 本部分主要起草人：朱京梅、曲昌明、乐秀辉、王晓江。 EI/T1022.1于1996年4月首次发布。
II NB/T20010.1—2010
压水堆核电厂阀门第1部分：设计制造通则
1范围
本标准规定了对压水堆核电厂核岛系统阀门的分级、制造等方面的基本要求。 本标准适用于压水堆核电厂核安全相关阀门，包括闸阀、截止阀、球阀、隔膜阀、蝶阀、止回阀、
安全阀等。
规范性引用文件
2
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件。凡是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/T9113.1平面、突面整体钢制管法兰（GB/T9113.1—2000ISO7005—1：1992，MOD） GB/T9113.2凹凸面整体钢制管法兰（GB/T9113.2—2000,ISO7005—1：1992，MOD） GB/T9113.3 样槽面整体钢制管法兰（GB/T9113.3—2000，IS07005—1:1992，MOD） GB/T9113.4 环连接面整体钢制管法兰（GB/T9113.4—2000,ISO7005—1：1992，MOD） GB/T12220 通用阀门标志（GB/T12220—1989，ISO5209：1977，MOD） GB/T12221 金属阀门结构长度（GB/T12221—2005，IS05752：1982，MOD） GB/T 15474 核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级（GB/T15474—1995，IEC61226：1996，
NEQ)
GB/T 15475 核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级 GB/T 16702- -1996压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 GB/T17569 压水堆核电厂物项分级 EJ/T1012 压水堆核电厂核岛机械设备制造规范 EJ/T1027 压水堆核电厂机械设备焊接规范 JB/T7746 2006 紧凑型钢制阀门 NB/T20010.2 压水堆核电厂阀门 第2部分：碳素钢铸件技术条件 NB/T20010.3 压水堆核电厂阀门 第3部分：不锈钢铸件技术条件 NB/T20010.4 压水堆核电厂阀门 第4部分： 碳素钢锻件技术条件 NB/T20010.5 压水堆核电厂阀门 第5部分： 奥氏体不锈钢锻件技术条件 NB/T20010.6 压水堆核电厂阀门 第6部分：紧固件技术条件 NB/T 20010.7 压水堆核电厂阀门 第7部分：1 包装、运输和贮存 NB/T20010.9 压水堆核电厂阀门 第9部分：产品出厂检查与试验 NB/T20010.10 压水堆核电厂阀门 第10部分：应力分析和抗震分析 NB/T20010.11 压水堆核电厂阀门 第11部分：电动装置 NB/T20010.12 压水堆核电厂阀门 第12部分：气动装置 NB/T20010.14 压水堆核电厂 一阀门 第14部分： 柔性石墨填料技术条件 NB/T20010.15 压水堆核电厂 阀门 第15部分： 柔性石墨金属缠绕垫片技术条件 NB/T20010.1—2010
HAF003核电厂质量保证安全规定 HAF601民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定 HAF602民用核安全设备无损检验人员资格管理规定 HAF603民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定 HAD102/02核电厂的抗震设计与鉴定 ASMEB16.5管法兰和法兰配件（Pipeflangesandflangedfittings） ASMEB16.47 大直径钢法兰（Largediametersteelflanges） ASMEQME-1 核电厂能动机械设备鉴定（Qualificationofactivemechanicalequipmentusedin
nuclearpowerplants)
阀门分级
3
3.1 概述
阀门分级原则见表1，同时还应参考阀门技术规格书的要求。 在阀门技术规格书中须明确阀门 的核安全
抗震类别、核规范等级和质量保证等级。核安全设
备的设计、制造、安装 无损检验等活 活动应遵守HAF601、HAF 602、HAF603的规定。阀门的详细分级在3.2~3.5中给出。
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2 NB/T20010.1—2010
表1 阀门分级原则
抗震类别相应的质量保证等级
压力组 核安全等级 核规范等级
1A QA1 QA1 QA1
11 QA1 QA2 QA2 QA3 QA1
NC
1
1
2
2
T
3 NC
2 2
QA3
QA1 QA1 QA1
1
-
2
2
QA2 QA2 QA3 QA1 QA2 QA2 QA2 QA3 NQA
II
3
3
NC
NQA
3
QA1
1
1
2
2
QA1 QA1
3
3
III
Q2 Q3 NQA
2 3 NCh
NC
注：与“压力组”相关的阀门压力一温度等级：
压力一温度等级的划分与所使用的结构材料有关。根据压力，将压力一温度等级分为三组，即：
I组：包括压力级（MPa） 42、25、15、10: II组：包括压力级（MPa） 6.8、5.0: -III组：包括压力级（MPa） 2.0及低压力等级。
其中，低压力等级有：
最大许用压力（20℃时），最大1.6MPa；最大许用压力（20℃时），最大1.0MPa；最大许用压力（20℃时）， 最大0.6MPa。
3.2核安全等级
核安全等级划分为核安全1级（SC-1）、核安全2级（SC-2）、核安全3级（SC-3）、非核安全级（NC）。 在“非核安全级”中应识别出有特殊要求的非核安全级阀门（NC（S））。核安全等级的详细划分见GB/T 17569。 3.3抗震分类 NB/T20010.1—2010
阀门的抗震类别包括抗震I类、抗震II类和非核抗震类。抗震类别的划分见GB/T17569和HAD102/02。 阀门的抗震I类又分为：
1A类：此类阀门应在极限安全地震震动期间和其后不仅保持结构完整性，还要保持可运行性能； 1I类：此类阀门在极限安全地震震动载荷下能够保持结构完整性。
3.4核规范等级
核规范等级划分为：核规范1级、核规范2级、核规范3级和非核规范级。核规范1、2、3级阀门应分别执行GB/T16702一1996B、C、D篇的设计要求。确定核规范等级的依据是阀门的核安全等级、压力等级和循环载荷。核规范等级的的详细划分见GB/T17569。 3.5质量保证等级
质量保证等级是以核安全等级为依据，并考虑到其他相关因素，诸如部件的复杂性、单件产品、新产品等，而对设备的质量保证要求进行的分级
阀门的质量保证等级划分为质保1级（QA1）、质保2级（QA2）、质保3级（QA3）以及非核质保级（NQA）。 核规范等级的阀门及技术规格书中 有明确要求的非核规范等级的阀门，包括其驱动装置，在设计制
造中均应按HAF003的要求，建立质量保证体系，制定质量保证大 并从文件控制、 设计控制、采购控制、材料控制、过程控制、检查和试验 控制、对不符合项的控制、 纠正措施、 记录和监查等有关方面采取措施，具体实施与核安全功能要求相适应的质量保证活动。
纳
阀门驱动装置及电气附件的质量保证等级要求见GB/T15474和GB/T15475
驱动装置和电气附件
4
阀门的驱动方式有电动、气动、液动、电液及气液联动等形式。在压水堆核电厂中，最常用的驱动装置有电动装置和气动装置。
电动驱动装置的具体技术要求见NB/T20010.11 气动驱动装置的具体技术要求见NB/T20010.12。 压水堆核电厂的电气设备（包括电动驱动装置和各类电气附件）分级包括1E级和非1E级，其中对1E
级电气设备所要求的电气鉴定程序包括3类：
K1质量鉴定程序： 用于保证安装在安全壳内的设备在地震荷载下和在正常、事故和/或在事故后环境条件下仍能执行其规定的功能； K2质量鉴定程序：用于保证安装在安全壳内的设备在正常环境条件下和在地震荷载下仍能执行其规定的功能； K3质量鉴定程序：用于保证安装在安全壳外的设备在正常环境条件下和在地震荷载下以及对某些设备所规定的事故环境条件下能够执行其规定的功能。
5标志
阀门的标志可按GB/T12220的规定执行，也可按照核电厂的要求或供货商的内部标志实施。
6材料
6.1概述 4 NB/T20010.1-—2010
压水堆核电厂核安全相关阀门的选材应满足本系列标准及阀门技术规格书的要求 6.2总体要求
与介质接触的阀门应选用耐介质腐蚀、冲蚀及便于清洗去污的材料。 若在阀门技术规格书中无其他规定，对于不锈钢阀门，用于承压壳体边界的螺栓和螺钉（包括用于
不锈钢填料函压盖的）的材料均为不锈钢。
当阀门外伸支架与阀盖不为一体时，应采用非合金钢或低合金钢，或与阀盖相同的材料。 阀杆螺母应采用铜基合金。 不承压的阀门零部件不应使用铸铁。减速箱壳体可采用球墨铸铁，球墨铸铁的要求应符合相应国家
标准的规定。
用于阀体与阀盖连接和阀门端部与管法兰连接的垫片应有足够的弹性和塑性，以保证在所有的运行工况（包括瞬态）下在螺栓压紧力的作用下，垫片和法兰100%接触。垫片应对初期泄漏产生的侵蚀有足够的抵抗力，以防密封被迅速破坏。
备品备件应采用和原件相同技术要求的材料。 6.3对金属材料的要求
压水堆核电厂核规范等级阀门的金属材料的技术要求见NB/T20010.2~NB/T20010.6以及阀门技术规格书的要求。 6.4对非金属材料的要求
压水堆核电厂核规范等级的阀门填料和垫片的技术要求见NB/T20010.14和20010.15的规定。 对其他非金属材料的要求，参见阀门技术规格书的规定。
7 设计与计算
7.1概述
阀门的设计除满足本部分的基本要求之外，还应满足阀门技术规格书的要求。 7.2总体设计要求 7.2.1阀门设计寿命
阀门的承压部件设计寿命为40年。 除阀门技术规格书另有规定外，隔离阀应设计为至少能承受2000次工作循环。
7.2.2手动和动力驱动阀门备用手动传动装置的最大操作力
手动阀门的传动装置应能在压差等于操作压差△P时顺利开关阀门，在全行程中手轮的切向操作力不应大于300N，在行程的起止时不应大于600N。
允许采用减速装置。 7.2.3噪音
设计上应采取必要的措施，使阀门的工作噪音尽量小。噪音值的控制应遵守阀门技术规格书的规定。 7.2.4互换性
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