压水堆承压部件 焊接 第11部分：镍基合金焊丝-编制说明
压水堆承压部件 焊接 第4部分：焊接材料验收-编制说明
《压水堆承压部件焊接第2部分：焊接材料验收》编制说明（征求意见稿）一、工作简况1、任务来源《压水堆承压部件焊接第2部分：焊接材料验收》是《压水堆承压部件》系列标准焊接专篇的第2部分，由上海核工程研究设计院有限公司（以下简称“上海核工院”）、中机生产力促进中心、核工业标准化研究所、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、中国核动力研究设计院、四川大西洋焊接材料股份有限公司、哈尔滨焊接研究院有限公司、中国第一重型机械集团公司、东方电气（广州）重型机器有限公司、上海电气核电设备有限公司等单位编制。
该标准经过中国核能行业协会评审并经过公示后予以立项，并由上海核工程研究设计院有限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》。
团体标准《压水堆承压部件焊接》系列标准编制周期为18 个月，自2020 年1月1日至2021年6月30日，其中项目的节点要求如下：⚫2020年6月30日前，完成项目征求意见稿。
⚫2020年10月30日前，完成项目送审稿。
⚫2021年2月28日前，完成项目报批稿。
2、主要工作过程2.1 前期准备（2019年12月-2020年1月）2019年12月，中国核能行业协会发布了《关于2019年度中国核能行业协会首批团体标准审批通过项目公示的通知》（〔2019〕556号），计划于2020年基本完成核能行业协会首批团体标准工作。
上海核工院消化吸收了中国先进核电标准体系研究重大专项课题的研究成果，收集了ASME规范、RCC-M标准以及国标（GB）和能源局标准（NB）等核电有关的焊接材料标准，结合中国先进核电标准体系研究（第二阶段）重大专项课题研究任务，对相关标准进行了研究、对比和分析。
2.2 标准起草阶段（2020年1月1日至2020年2月28日）上海核工院成立了《压水堆承压部件》标准编制小组，分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。
在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后，结合中国先进核电标准体系研究（第二阶段）重大专项课题已完成的研究报告，确立编制标准的构架、技术内容以及本标准编制的进度安排。
压水堆承压部件 焊接 第7部分：不锈钢堆焊用焊带和焊剂-编制说明
《压水堆承压部件焊接第7部分：不锈钢堆焊用焊带和焊剂》编制说明（征求意见稿）一、工作简况1、任务来源《压水堆承压部件焊接第7部分：不锈钢堆焊用焊带和焊剂》是《压水堆承压部件》系列标准焊接专篇的第7部分，由上海核工程研究设计院有限公司（以下简称“上海核工院”）等单位编制。
该标准经过中国核能行业协会评审并经过公示后予以立项，并由上海核工院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》。
团体标准《压水堆承压部件焊接》系列标准编制周期为18 个月，自2020 年1月1日至2021年6月30日，其中项目的节点要求如下：⚫2020年6月30日前，完成项目征求意见稿。
⚫2020年10月30日前，完成项目送审稿。
⚫2021年2月28日前，完成项目报批稿。
2、主要工作过程2.1 前期准备（2019年12月-2020年1月）2019年12月，中国核能行业协会发布了《关于2019年度中国核能行业协会首批团体标准审批通过项目公示的通知》（〔2019〕556号），计划于2020年基本完成核能行业协会首批团体标准工作。
上海核工院消化吸收了中国先进核电标准体系研究重大专项课题的研究成果，收集了ASME规范、RCC-M标准以及国标（GB）和能源局标准（NB）等核电有关的焊接材料标准，结合中国先进核电标准体系研究（第二阶段）重大专项课题研究任务，对相关标准进行了研究、对比和分析。
2.2 标准起草阶段（2020年1月1日至2020年2月28日）上海核工院成立了《压水堆承压部件》标准编制小组，分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。
在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后，结合中国先进核电标准体系研究（第二阶段）重大专项课题已完成的研究报告，确立编制标准的构架、技术内容以及本标准编制的进度安排。
在上述调研分析的基础上同时结合国内实际情况，起草了本标准的初稿。
2.3 组内讨论阶段2020年4月26日，上海核工院组织召开了《压水堆承压部件焊接》系列团体标准组内讨论会，各参编单位就标准初稿进行了评审并形成修改意见。
压水堆承压部件 无损检测 第2部分：超声检测-编制说明
《压水堆承压部件无损检测第2部分：超声检测》编制说明（征求意见稿）一、工作简况1、任务来源《压水堆承压部件无损检测第2部分：超声检测》来源于中国核能行业协会团体标准制定项目，与中国核能行业协会签订合同的编号为CNEA-TB-05-2020，本标准共分为八个部分，本部分为标准的第2部分。
计划2020年10月完成标准征求意见稿，2020年12月完成标准送审稿，2021年3月完成标准报批稿。
2、主要工作过程起草阶段：计划下达后，国核电站运行服务技术有限公司及时成立了标准起草小组，结合重大专项课题“中国先进核电标准体系研究（第二阶段）”的相关工作，启动标准编制，2020年4月完成标准工作组讨论稿。
工作组内函审、修改阶段：2020年7月，根据工作组内函审反馈的意见进行修改，编制完成了标准征求意见稿。
专家咨询阶段：2020年9月18日，中国核能行业协会组织召开了《压水堆承压部件无损检测第1部分：通用要求》等8项系列标准的专家咨询会，按本次会议意见经修改、完善后，可开展行业内征求意见。
3、主要参加单位和工作组成员本部分起草单位：国核电站运行服务技术有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中机生产力促进中心、核工业标准化研究所、中广核工程有限公司、中核武汉核电运行技术股份有限公司。
本部分起草人：邓黎、石欢、袁光华、肖爱武、谷雨、李玲、刘畅、吴飞飞、张进、何海。
二、标准编制原则和主要内容1、标准编制原则（1）协调性中国先进核电标准体系研究（第二阶段）中的压水堆承压部件标准体系，划分为三个层次。
第一层，核岛机械设备设计制造统一规范，包括了与压力边界完整性相关的基本要求，保证核岛机械设备安全运行的必要条件，以及设计方及安全评审方所应遵守的最低要求；第二层，共性专篇加设备通用标准，共性专篇是工业级的共性要求，包括材料、焊接和无损检测；设备通用标准规定了设备的个性化要求，包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、堆内构件和控制棒驱动机构；第三层，其他针对特定堆型的行业标准、企业标准。
行业标准《火法冶炼镍铁合金》编制说明
火法冶炼镍铁合金产品标准编制说明河南纳士科技股份有限公司火法冶炼镍铁合金产品标准编制说明1 制定该标准的意义1.1对掌控镍资源具有重大战略意义随着我国经济的持续快速发展，不锈钢需求量将在相当长的时间内持续增长，镍的消费量也必然会迅速增长，而我国镍矿资源不能满足国民经济对镍的需求，镍矿资源存在严重危机，红土镍矿储量丰富，便于开采，红土镍矿的开发利用，可大大缓解我国镍矿资源短缺的局面。
1.2利于资产盘活，符合循环经济我国属发展中国家，人口多、底子薄，工业化水平不高。
在当前产业政策的要求下，一些小高炉、矿热炉、电炉等设施均属淘汰之列，但通过小改小革，转行冶炼镍铁合金，既符合产业政策，又能充分利用现有资产，同时，在完善环保设施的基础上，既可做到环保达标排放，同时高炉、电炉等使用的水可循环利用，生产过程中的炉渣可做制砖、修路、水泥等所需的材料。
在“三废”处理过程中，其中的‘二废’已完全利用，虽然冶炼镍铁合金属高能耗行业，但折合到度镍能耗就比较低，以高炉冶炼中度镍铁合金为例，一般度镍耗电在80度左右，耗焦碳200kg左右。
1.3规范产品生产，满足用户需求目前，火法冶炼镍铁合金在我国已形成规模，广泛应用于不锈钢生产企业、特钢生产企业、铸造生产企业，但产品目前在技术规范、组批发货等方面还没有统一的标准，既不利于生产企业的规范生产，亦不利于使用厂家的有效利用，急需制订统一的标准，指导企业的生产组织，规范产品的使用，进一步扩大产品的使用领域，更有利于节约资源，增加企业效益。
2 标准编写依据2.1本标准编写是结合我国目前的生产现状，用户的需求而制订的，主要针对高炉、矿热炉生产企业而言，所谓的粗加工产品是指红土镍矿经回转窑工艺、烧结工艺变成熔融状态的烧结矿，经高炉或矿热炉直接还原出来的初级产品；所谓精加工产品是指初级产品经电炉进一步脱碳、脱硅、脱硫、脱磷后而形成的优质产品。
2.2 火法冶炼镍铁合金镍含量范围的界定火法冶炼镍铁合金相对于镍铁产品而言，镍的含量是比较低的，这是由于红土镍矿中的铁镍比所决定的，也是火法冶金的工艺特点所决定的，就目前而言，火法冶炼的镍铁合金中镍含量还没有超过30%的，而镍铁合金中镍含量小于1.0%是没有冶炼价值的，基于以上因素，本标准把火法冶炼中镍铁合金中的镍含量范围定在1.0%~30%之间。
核安全工程师-核安全综合知识-民用核安全设备基础知识-主要民用核安全设备举例
核安全工程师-核安全综合知识-民用核安全设备基础知识-主要民用核安全设备举例[单选题]1.（）既属于核反应堆也属于核电厂一回路主设备。
A.压力容器B.蒸汽发生器C.稳压器D.主泵（江南博哥）[单选题]2.反应堆压力容器是核电厂最关键的部件之一，在核电厂安全分析中，（）。
A.不考虑其失效B.应考虑其失效C.重点考虑其失效D.重点考虑其发生破裂事故[单选题]3.反应堆压力容器长期工作在高温（）左右。
A.540B.430C.320D.210[单选题]4.反应堆压力容器长期工作在高压（）MPa左右。
A.21.0B.15.5C.7.0D.4.3[单选题]5.反应堆压力容器属于在核电厂整个寿期内不可（）的设备。
A.失效B.破裂C.更换D.维修[单选题]6.目前只有俄罗斯采用（）作为压水堆压力容器材料。
A.Cr-Ni-Mo钢B.Mn-Ni-Mo钢C.Ni-Mo-C钢D.奥氏体不锈钢[单选题]7.我国和美、法、德、日等国均采用（）作为压水堆压力容器材料。
A.Cr-Ni-Mo钢B.Mn-Ni-Mo钢C.Ni-Mo-C钢D.奥氏体不锈钢[单选题]8.反应堆压力容器顶盖和本体是通过主法兰、螺栓及上下法兰间的（）紧固密封。
A.两道钼制“c”形环B.四道镍制“c”形环C.两道镍制“o”形环D.四道钼制“o”形环[单选题]9.压水堆反应堆压力容器本体由（）个筒节和下封头环形拼焊而成。
A.2-3B.3-4C.4-5D.5-6[单选题]10.反应堆压力容器本体有（）个冷却剂进出入口接管。
A.2-4B.4-6C.4-8D.6-8[单选题]11.压水堆反应堆压力容器本体冷却剂进出入口接管一般是通过（）焊缝连接到相应的筒节。
A.圆形B.锥形C.椭圆形D.马鞍形[单选题]12.压水堆由于主管道的材料一般为不锈钢，因此压力容器接管与主管道的连接处还需要焊接接口（）。
A.过度端B.安全端C.管座端D.封头端[单选题]13.压水堆反应堆压力容器顶盖上有（）个控制棒驱动机构及堆内测温装置的管座。
压水堆承压部件 材料 第18部分：高温或高压及其他特殊用途用合金钢和不锈钢螺栓材料
团
体
标
准
T/CNEA XXXXX—XXXX
压水堆承压部件 材料 第 18 部分：高温或 高压及其他特殊用途用合金钢和不锈钢螺
栓材料
Code for PWR pressure boundary components Material Part 18：Specification for alloy-steel and stainless steel bolting for high-temperature or high pressure service
I
前言
本文件按照 GB/T 1.1—2020 的规定起草。 T/CNEA ××××《压水堆承压部件 设计与制造》与 T/CNEA ××××《压水堆承压部件 材料》、 T/CNEA ××××《压水堆承压部件 焊接》、T/CNEA ××××《压水堆承压部件 无损检测》和 T/CNEA ××××《压水堆承压部件 设备设计制造》共同构成支撑《压水堆承压部件》。本文件是 T/CNEA × ×××《压水堆承压部件 材料》的第 18 部分。 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。 本文件由中国核能行业协会提出并归口，技术支持单位为上海核工程研究设计院有限公司、核工业 标准化研究所、苏州热工研究院有限公司。 本标准起草单位：上海核工程研究设计院有限公司、上海电气核电设备有限公司、上海第一机床厂 有限公司、哈电集团（秦皇岛）重型装备有限公司、宝武特种冶金有限公司、东方电气（广州）重型机 器有限公司。 本标准起草人：王永东、李辉、王弘昶、夏侯俊招、施誉、杜军毅、冶金辉、周灿栋、刘素红。 本标准为首次发布。
——第 9 部分：压力容器用经热处理的碳锰硅钢板。目的在于规定压水堆核电厂承压部件用 经热处理的 20Mn 碳锰硅钢板的制造、试验、检验和验收。
压水堆承压部件 焊接 第10部分：镍基合金堆焊用焊带和焊剂
ICS点击此处添加中国标准文献分类号团体标准T/CNEA XXXX—XXXX压水堆承压部件焊接第10部分：镍基合金堆焊用焊带焊剂Welding for pressure-retaining components of PWR-Part 10：Nickel-alloy strip and fluxex for cladding点击此处添加与国际标准一致性程度的标识（征求意见稿）（本稿完成日期：）XXXX-XX-XX发布XXXX-XX-XX实施中国核能行业协会发布T/CNEA XXXX—XXXX目次前言 (II)引言 (III)1 范围 (1)2 规范性引用文件 (1)3 术语和定义 (1)4 型号 (1)5 技术要求 (2)6 试验方法 (4)7 检验规则 (6)8 包装、标志和质量证明文件 (7)IT/CNEA XXXX—XXXXII 前言本文件按照GB/T 1.1—2020的规定起草。
T/CNEA ××××《压水堆承压部件焊接》与T/CNEA ××××《压水堆承压部件设计与制造》、T/CNEA ××××《压水堆承压部件材料》、T/CNEA ××××《压水堆承压部件无损检测》和T/CNEA ××××《压水堆承压部件设备设计制造》共同构成支撑《压水堆承压部件》团体标准体系。
本文件是T/CNEA ××××《压水堆承压部件焊接》的第10部分。
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。
本文件由中国核能行业协会提出并归口，技术支持单位为上海核工程研究设计院有限公司、核工业标准化研究所、苏州热工研究院有限公司。
本文件起草单位：上海核工程研究设计院有限公司、哈尔滨焊接研究院有限公司、宝武特种冶金有限公司、上海电气核电设备有限公司、东方电气（广州）重型机器有限公司、中广核工程有限公司、中国核动力研究设计院、苏州热工研究院有限公司、宝山钢铁股份有限公司。
压水堆承压部件 焊接 第9部分：镍基合金手工电弧焊焊条-编制说明
《压水堆承压部件焊接第9部分：镍基合金手工电弧焊焊条标准》编制说明（征求意见稿）一、工作简况1、任务来源《压水堆承压部件焊接第9部分：镍基合金手工电弧焊焊条》是《压水堆承压部件》系列标准焊接专篇的第9部分，由上海核工程研究设计院有限公司（以下简称“上海核工院”）等单位编制。
该标准经过中国核能行业协会评审并经过公示后予以立项，并由上海核工程研究设计院有限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》。
团体标准《压水堆承压部件焊接》系列标准编制周期为18 个月，自2020 年1月1日至2021年6月30日，其中项目的节点要求如下：⚫2020年6月30日前，完成项目征求意见稿。
⚫2020年10月30日前，完成项目送审稿。
⚫2021年2月28日前，完成项目报批稿。
2、主要工作过程2.1 前期准备（2019年12月-2020年1月）2019年12月，中国核能行业协会发布了《关于2019年度中国核能行业协会首批团体标准审批通过项目公示的通知》（〔2019〕556号），计划于2020年基本完成核能行业协会首批团体标准工作。
上海核工院消化了吸收中国先进核电标准体系研究重大专项课题的研究成果，收集了ASME规范、RCC-M标准以及国标（GB）和能源局标准（NB）等核电有关的焊接材料标准，结合中国先进核电标准体系研究（第二阶段）重大专项课题研究任务，对相关标准进行了研究、对比和分析。
2.2 标准起草阶段（2020年1月1日至2020年2月28日）上海核工院成立了《压水堆承压部件》标准编制小组，分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。
在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后，结合中国先进核电标准体系研究（第二阶段）重大专项课题已完成的研究报告，确立编制标准的构架、技术内容以及本标准编制的进度安排。
在上述调研分析的基础上同时结合国内实际情况，起草了本标准的初稿。
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压水堆承压部件焊接第11部分：镍基合金焊丝（征求意见稿）编制说明一、工作简况1、任务来源《压水堆承压部件焊接第11部分：镍基合金焊丝》是《压水堆承压部件》系列标准焊接专篇的第11部分，由上海核工程研究设计院有限公司（以下简称“上海核工院”）等单位编制。
该标准经过中国核能行业协会评审并经过公示后予以立项，并由上海核工程研究设计院有限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》。
团体标准《压水堆承压部件焊接》系列标准编制周期为18 个月，自2020 年1月1日至2021年6月30日，其中项目的节点要求如下：⚫2020年6月30日前，完成项目征求意见稿。
⚫2020年10月30日前，完成项目送审稿。
⚫2021年2月28日前，完成项目报批稿。
2、主要工作过程2.1 前期准备（2019年12月-2020年1月）2019年12月，中国核能行业协会发布了《关于2019年度中国核能行业协会首批团体标准审批通过项目公示的通知》（〔2019〕556号），计划于2020年基本完成核能行业协会首批团体标准工作。
上海核工院消化了吸收中国先进核电标准体系研究重大专项课题的研究成果，收集了ASME BPVC规范、RCC-M标准以及国标（GB）和能源局标准（NB）等核电有关的焊接材料标准，结合中国先进核电标准体系研究（第二阶段）重大专项课题研究任务，对相关标准进行了研究、对比和分析。
2.2 标准起草阶段（2020年1月1日至2020年2月28日）上海核工院成立了《压水堆承压部件》标准编制小组，分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。
在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后，结合中国先进核电标准体系研究（第二阶段）重大专项课题已完成的研究报告，确立编制标准的构架、技术内容以及本标准编制的进度安排。
在上述调研分析的基础上同时结合国内实际情况，起草了本标准的初稿。
2.3 组内讨论阶段2020年4月26日，上海核工院组织召开了《压水堆承压部件焊接》系列团体标准组内讨论会，各参编单位就标准初稿进行了评审并形成修改意见。
上海核工院根据组内评审意见完成标准初稿的修改，主要修改内容如下：（1）修改GB/T15260版本为2016版。
（2）修改焊丝P含量要求；焊丝化学成分小数位数与ASME保持一致。
（3）熔敷金属试验制备中，隔离层焊接可以采用焊条进行，即用“被检焊丝或同型号焊丝或焊条”进行隔离层堆焊。
（4）进一步明确复验试样制备要求，即：在焊接参数保持不变的条件下，在重新制备的试件上可以仅对不合格的试验项目取双倍试样进行复验。
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上海核工程研究设计院有限公司主编，中广核工程有限公司、哈尔滨焊接研究院有限公司、宝武特种冶金有限公司、东方电气（广州）重型机器有限公司、上海电气核电设备有限公司、中国一重集团有限公司、宝山钢铁股份有限公司、中国核动力研究设计院等单位参编，编制组成员组成如下，详见表1。
表1标准编制组成员名单二、标准编制原则和主要内容1、标准编制原则核承压部件标准体系共分三个层次，第一层为核设施建造统一规范，第二层为共性专篇+设备通用标准，第三层为针对特定堆型的专用标准、企标或项目技术文件。
焊接专篇标准位于核承压部件标准体系的第二层。
焊接材料标准属于焊接专篇的一部分，根据标准体系的设计，该层次标准需反映核电焊接材料的工业级共性要求，与其他层次标准配套使用。
当前我国核电技术存在多种堆型、多种技术路线、多种标准并存的局面，但所依据的焊接材料标准较为统一，主要参照ASME BPVC第II卷C篇。
即便是RCC-M标准，所列焊接材料的型号也是对照AWS焊接材料标准，但化学成分和技术要求在AWS的基础上有较大的改变。
因此，本标准以ASME BPVC第II卷C篇为基础，同时参考国标（GB）和能源局标准（NB）的要求，按照中国核能行业协会团体标准框架编写，结合了我国当前工业体系的实际情况，符合标准体系第二层核电工业级共性要求。
（1）科学性本部分借鉴了国际标准ASME BPVC第II卷C篇SFA-5.14《镍和镍合金光填充丝和焊丝标准》，同时参考了能源行业标准“NB/T 20009.8-2012 压水堆核电厂用焊接材料第8部分：1、2、3级设备用镍基合金焊丝和填充丝”和“NB/T 20009.28-2015 压水堆核电厂用焊接材料第28部分：安全级设备用镍基合金焊丝”的有关要求，并结合我国工业体系的实际情况对本团体标准进行编写。
（2）实用性本标准规定了镍基合金焊丝的型号、技术要求、试验方法、检验规则、包装、标志和质量证明文件等要求，通过前期对不同压水堆型焊接材料设计技术要求的分析比较，提炼出对于镍基合金焊丝的通用要求，对于压水堆核岛机械设备承压部件具备一定的普遍适用性。
2、标准主要内容的依据本部分主要参考ASME BPVC规范2007版及2008补遗第Ⅱ卷C篇SFA-5.14《镍和镍合金光填充丝和焊丝标准》相关要求，并结合中国先进核电标准体系研究的研究成果以及国内核电工程的设计和制造经验而制定。
标准的主要章节的编制依据如下：1)范围本部分内容说明了本标准的适用范围和主要内容。
2)规范性引用文件本部分内容列出了本标准中引用的文件，主要为镍基合金焊丝产品制造及验收要求及使用的试验方法标准。
NB/T 20009.8-2012与NB/T 20009.34-2015本部分内容存在差异，详见下表。
标准草案中的引用文件根据具体使用的试验方法确定。
表1 引用标准差异3)型号本部分内容列出了标准中焊丝的型号和命名方式的规定。
本部分型号在NB/T 20009.28的基础上，增加ERNiCr-3，本标准中焊丝的型号包括ERNiCr-3、ERNiCrFe-7和ERNiCrFe-7A。
4)技术要求a.尺寸：与NB/T 20009.28的要求一致。
b.缠绕要求及表面质量要求：与NB/T 20009.28的要求一致。
c.焊丝化学成分：与NB/T 20009.28的要求一致，以ASME BPVC第II卷SFA-5.14的化学成分要求为基础；对于P、S元素杂质元素，结合当前工业水平，进行严格限制，定为S含量≤0.010%，P含量≤0.015。
d.熔敷金属化学成分：NB/T 20009.28中熔敷金属化学成分与焊丝的要求一致，本标准参考ASME BPVC第II卷C篇SFA-5.14《镍和镍合金光填充丝和焊丝标准》，无熔敷金属化学成分要求。
e.焊缝金属性能，包括室温拉伸性能、高温拉伸性能、夏比V型缺口冲击性能、弯曲性能以及晶间腐蚀性嫩，考虑到不同堆型的适用性，性能指标按照设计要求执行。
f.射线检测：验收指标按本标准体系中“T/CNEA-XXX.3 压水堆承压部件焊接第3部分：产品焊接”要求执行。
5)试验方法本部分内容参照了NB/T 20009.28的要求，同时，考虑到不同堆型的适用性，试验方法见本说明表1。
6)检验规则本章节内容与NB/T 20009.28的要求一致。
7)包装、标志和质量证明文件本部分内容与NB/T 20009.28的要求一致。
3、解决的主要问题核电标准体系是一项需要长期持续投入的系统工程，其通过不断地建设、完善和优化，来适应需求的变化和技术发展。
核电标准体系的成长历程既是对当前技术成果固化和产品标准化的过程，同时也是一个随技术和安全理念的发展不断地动态更新的持续过程。
在我国众多核电厂中，以ASME BPVC规范和RCC-M标准进行建造的核电厂，占据了主导地位。
众所周知，压水堆核电站起源于美国西屋公司，西屋公司的核电站设计采用ASME BPVC规范体系。
而RCC-M标准，是为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，在ASME BPVC规范的基础上，由法国AFCEN协会负责编写的。
该标准以ASME BPVC 设计规范为基础，加入了西屋的设计规范的要求，并融入了法国与欧洲核电厂建造规定、规范和管理办法，最终形成了日趋符合法国工业和审管要求的压水堆技术。
因此在以RCC-M为基础设计压水堆核电站中，可以发现大量源自ASME BPVC规范的要求。
但是，由于两个规范标准的深度、结构、框架，配套法规、标准体系等多个方面的不同，在具体的技术实施层面，仍有许多明显的技术差异。
由于存在上述的技术差异，现阶段核岛机械设备采购、制造仍以具体项目的规格书、技术条件为主，不同堆型、不同项目之间，同类设备的技术要求存在差异，这对设备制造厂的制造、管理以及成本控制，造成较大的影响。
因此，核电业界，尤其是材料、设备制造单位，对核岛机械设备规范标准统一提出了需求，各方都期望能结合我国核电的发展方向和技术路线，立足于总结提炼并固化压水堆的技术实践成果，包括最新的重大专项实施成果，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。
针对上述需求，大型先进压水堆核电站重大专项——中国先进核电标准体系研究（第二阶段）课题开展了核承压边界设备设计建造、材料、焊接、无损检验统一规范研究，形成具有跨堆型适用的核岛机械设备统一规范草案。
本团体标准是在上述研究成果基础上，通过核能行业协会牵头，凝聚全行业专业技术力量形成的标准。
其中《压水堆承压部件焊接》规定了与我国工业基础紧密结合，对我国工业良好实践进行系统总结的工业级共性要求。
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，不仅有助于建立跨堆型的具有普遍适用性的自主化核岛机械设备标准体系，降低设计、制造、监管成本，提高核岛机械设备质量，也将为核电技术“走出去”奠定标准基础。
六、与国际、国外对比情况本部分技术要求与ASME BPVC规范2007版及2008补遗第Ⅱ卷C篇SFA-5.14《镍和镍合金光填充丝和焊丝标准》技术水平相当。
与本部分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。
本部分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。
本部分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《压水堆承压部件》系列标准中焊接专篇的第11部分。