压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范-编制说明
国家能源局公告 2017年第7号
国家能源局公告2017年第7号依据《国家能源局关于印发及实施细则的通知》（国能局科技[2009]52号）有关规定，经审查，国家能源局批准《压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验》等81项能源行业标准（NB），现予以发布。
上述标准由原子能出版社出版发行。
附件：行业标准目录国家能源局2017年4月1日标准编号标准名称代替标准号采标号批准日期实施日期1NB/T20426-2017压水堆核电厂调试阶段设备的保养要求2017-04-012017-10-012NB/T20427-2017核电厂防止人因失误管理2017-04-012017-10-013NB/T20428-2017核电厂仪表和控制系统计算机安全防范总体要求IEC62645:2014,MOD2017-04-012017-10-014NB/T20429-2017核电厂事故处理规程编写要求2017-04-012017-10-015NB/T20430-2017非能动压水堆核电厂反应堆堆顶结构安装技术规程2017-04-012017-10-016NB/T20431-2017压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验2017-04-012017-10-017NB/T20432-2017核电厂安全重要仪表正常和预计运行事件工况工艺流管内或管旁放射性连续监测设备IEC60768:2009,MOD2017-04-012017-10-018NB/T20433-2017核电厂气态排出流（放射性）活度连续监测设备要求2017-04-012017-10-019NB/T20434-2017RK压水堆核电厂反应堆首次装料试验2017-04-012017-10-0110NB/T20435-2017RK压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验2017-04-012017-10-0111NB/T20436-2017压水堆核电厂水化学控制2017-04-012017-10-0112NB/T20437-2017核电工程混凝土试验、检验规程2017-04-012017-10-0113NB/T20438-2017非能动压水堆核电厂屏蔽厂房屋顶结构施工技术规程2017-04-012017-10-0114NB/T20439-2017压水堆核电厂反应堆压力容器压力-温度限值曲线制定准则2017-04-012017-10-0115NB/T20440-2017压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则2017-04-012017-10-0116NB/T20441-2017压水堆核电厂蒸汽发生器二次侧水压试验技术规程2017-04-012017-10-0117NB/T20442.2-2017核电厂定期安全审查指南第2部分：安全性能2017-04-012017-10-0118NB/T20442.3-2017核电厂定期安全审查指南第3部分：程序2017-04-012017-10-0119NB/T20442.4-2017核电厂定期安全审查指南第4部分：辐射环境影响2017-04-012017-10-0120NB/T20442.5-2017核电厂定期安全审查指南第5部分：概率安全分析2017-04-012017-10-0121NB/T20442.6-2017核电厂定期安全审查指南第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态2017-04-012017-10-0122NB/T20442.7-2017核电厂定期安全审查指南第7部分：经验反馈2017-04-012017-10-0123NB/T20442.8-2017核电厂定期安全审查指南第8部分：老化2017-04-012017-10-0124NB/T20442.9-2017核电厂定期安全审查指南第9部分：确定论安全分析2017-04-012017-10-0125NB/T20442.10-2017核电厂定期安全审查指南第10部分：人因2017-04-012017-10-0126NB/T20442.11-2017核电厂定期安全审查指南第11部分：设备合格鉴定2017-04-012017-10-0127NB/T20442.12-2017核电厂定期安全审查指南第12部分：设计2017-04-012017-10-0128NB/T20442.13-2017核电厂定期安全审查指南第13部分：应急计划2017-04-012017-10-0129NB/T20442.14-2017核电厂定期安全审查指南第14部分：灾害分析2017-04-012017-10-0130NB/T20442.15-2017核电厂定期安全审查指南第15部分：组织机构和行政管理2017-04-012017-10-0131NB/T20443-2017RK核电厂运行辐射防护规定2017-04-012017-10-0132NB/T20444-2017RK压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则2017-04-012017-10-0133NB/T20037.1-2017RK应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求2017-04-012017-10-0134应用于核电厂的二级概率安全评价第2部分：功率运行内部事件2017-04-012017-10-0135RK应用于核电厂的一级概率安全评价第7部分：功率运行强风2017-04-012017-10-0136RK应用于核电厂的一级概率安全评价第6部分：功率运行其他外部事件筛选和保守分析2017-04-012017-10-0137RK压水堆核电厂主蒸汽系统设计要求2017-04-012017-10-0138NB/T20447-2017RK与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护2017-04-012017-10-0139NB/T20448-2017核电厂系统和软件的验证和确认2017-04-012017-10-0140NB/T20449-2017RK核电厂应急柴油发电机组燃油系统设计准则2017-04-012017-10-0141NB/T20450.1-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第1部分：通用要求2017-04-012017-10-0142NB/T20450.2-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第2部分：焊接材料2017-04-012017-10-0143压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第3部分：焊接工艺评定2017-04-012017-10-0144压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第4部分：产品焊接和热处理2017-04-012017-10-0145压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第5部分：焊接检验2017-04-012017-10-0146核空气和气体处理规范工艺气体处理第3部分：放射性废气滞留设备2017-04-012017-10-0147压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第38部分：安全壳机械贯穿件用15MnHR焊接钢管2017-04-012017-10-0148压水堆核电厂用其他材料第32部分：控制棒驱动机构用NS3306合金板材及带材2017-04-012017-10-0149压水堆核电厂用其他材料第33部分：控制棒驱动机构用GH5605合金棒2017-04-012017-10-0150NB/T20451-2017核电工程施工信息化管理通用要求2017-04-012017-10-0151NB/T20452-2017核电工程安全管理技术规程2017-04-012017-10-0152NB/T20453-2017。
关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨
安全壳 设计 反应堆 冷却剂系 统管道破裂
主泵吸 入 口双端 断裂
安全壳隔 间设计 压力容器入 口管嘴双端 断裂
压力容器 出口管嘴双 端断裂
二次侧 管道破裂
冷段双端 断裂 稳压 器波动管双 端断裂
安全壳 喷淋系统误动 作
在 压 水 堆 核 电厂 安全 壳功 能 设计 的审评 过
１ 压水堆 安全壳功 能设计的基本 内容
根据美 国核管理委员会管理导则 Ｒ Ｇ１ ． ７ ０ 《 核 电厂安全分析报告的标准格式和内容》 ， 核电厂安 全分析报告中安全壳功能设计的主要内容有： 安
二 回路管道 破裂所造成 的安全 壳高温 、高压 外 ，
检查，仪器仪表要求等。在安全壳功能设计中主 要分析的假想事故谱见表 １ 。
表 １ 安全壳功能设计 中主要分析的假想事故谱
Ｔａ ｂ ｌ ｅ ｌ Ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｒ ｕ ｍ ｏ ｆ ｐ ｏ ｓ ｔ ｕ ｌ ａ ｔ ｅ ｄ ａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ ｓ ｄ ｕ ｒ ｉ ｎ ｇ ｍａ ｉ ｎ
２ 压 水堆 安全壳 功 能设计分析 的有 关问 题讨论
２ ． １ 假想失水事故中的质量和能量释放分析
对 于假 想失水 （ Ｌ ＯＣ Ａ）事故分析 ，应 明确
事故中的质量和能量释放分析，用于堆芯应急冷 却系统性能研究的安全壳最低压力分析、试验和
所应用的计算机程序及所采用的分析模型；应对 反应堆冷却剂系统管线的各个破 口部位和各个部
（ 环境保 护部核与 辐射 安全 中心 ， 北京 １ ０ ０ ０ ８ ２ ）
压水堆核动力厂最终安全分析报告格式与内容-第五章及编制说明
压水堆承压部件 无损检测 第1部分：通用要求-编制说明
《压水堆承压部件无损检测第1部分：通用要求》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1部分：通用要求》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1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及其所作的工作等本部分起草单位：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：王聪、汤国祥、唐伟华、张志昊、张锴、吴飞飞、李家康、王羽翀。
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。
压水堆核电站单双层安全壳的设计比较分析
在 内 外安全壳上分别安装有预埋套筒 , 机 械贯穿件的封头与贯穿 内层安全壳 的预埋套筒 采用对 接焊 连接 穿过内层安全壳和外层安全壳的预埋套筒 都装 有 环形 锚 固件 , 承 受 载荷 并 防止 预 埋套 筒
和混凝 土之 间 的间 隙泄漏 机 械 贯穿 件 的结 构型 式 主要 由封 头 管段和 套筒 管段 三部分 组成 贯穿 对 于双层 壳而 言 ,
(2 机械贯穿件的布置 )
所有机械贯穿件都布置在安全壳 圆柱体部 分的壳壁上 单层安全壳的机械贯穿件 只通过
单层安全壳 , 双层安全壳的机械贯穿件有穿过 内 外 双层 安 全壳 的 , 以及 只穿 过 外层 安 全 壳 的
两种
R C C一 (1 9 年版 )# I 9 7 压水堆核电站防火设计和 建造规定 ∃中规定 :双层安全壳之间环形 区的消 防是由直接与消防水分配系统相接的两个 回路 保证 第一个 回路始终充满水 , 以便通过消火栓 确保安全壳之间的消防用水 消火栓 的安装应 覆 盖所 有 的受保 护 区域 第 二个 回路 是 由为动 力 电缆所设的固定式喷淋灭火系统构成 每一 个 通 道 是 由 自动 喷 水 型设 备 进 行 防 火 保 护 , 其 隔离阀位于火灾探测盘附近 , 该探测盘可以确 定 安全 壳之 间发 生火 灾的部位
. 2 3 环形 空 间消 防 系统的设 计 由于 环形 空 间 中有 电缆通 过 并设 置 了碘 吸 附 过 滤 器 , 按 照 相 关 规 定必 须 设 置 消 防系 统
过滤
) h ( 对于双层安全壳 的机械贯穿件 , 由于双 层壳之 间尚有一定距离 , 因此还要考虑机械贯 穿件套管在内外层安全壳之间的变形补偿 ;
一 习
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-编制说明
《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》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》是《压水堆承压部件》系列标准材料专篇的第18部分，由上海核工程研究设计院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《压水堆承压部件材料》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（1）标准起草阶段（2020年1月1日至2020年2月28日）主要任务是成立标准编制小组，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，首先消化吸收上海核工程研究设计院牵头的中国先进核电标准体系研究课题的研究成果；收集了国标（GB）和能源标准（NB）有关的检测、检验标准，并对上述所有标准进行了研究和分析，确立编制标准的构架以及技术内容。
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。
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。
2020年4月27日，上海核工程研究设计院有限公司组织各参编单位通过网络会议的形式召开了编制组内部讨论会，与会专家对标准初稿进行了认真的讨论，积极提出建议和意见。
标准编制组根据讨论意见，对标准初稿进行了修改，形成了“标准征求意见稿”。
部分组内意见留待征求意见稿阶段继续讨论。
（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上海核工程研究设计院有限公司主编，编制组成员组成如下，详见表1。
核电站安全壳系统施工
核电站安全壳系统施工9.1目的未能证明可使用其他方法限制放射性物质的释放量时，必须设置安全壳系统以抑制事故工况下放射性物质往环境释放，使之保持在可接受限值内。
安全壳系统可由密闭的厂房或边界，压力抑制（抑压）子系统（适用于沸水堆）和净化系统组成。
安全壳系统可按设计要求采取不同的工程处理方案。
安全壳系统的设计基准中必须考虑到已确定的各种假设始发事件。
此外还应考虑用于减轻严重事故后果的设施及严重事故情况下用于保持安全壳完整性的措施。
①进一步的指导见安全导则HAF0207。
②本章的某些要求仅适用于水冷反应堆，进一步的指导见安全导则HAF0212。
9.2安全壳结构的强度安全壳结构（包括通道闸门、贯穿件和隔离阀）必须根据事故工况下所产生的内压（高于或低于大气压）、温度以及飞射物和反作用力等动态效应进行计算，并留有足够的裕量。
设计中还必须考虑到其他潜在的能量来源，如化学和辐射分解反应的影响。
安全壳结构强度计算中还必须计及自然事件和人为事件的作用。
9.3安全壳的泄漏安全壳系统必须按事故工况期间的泄漏率不超过规定的最大值的要求进行设计。
承压的第一级安全壳可部分或全部置于第二级包容壳内，以收集和控制第一级安全壳在事故工况期间的泄漏释放或储存其泄漏物。
安全壳构筑物以及其他与系统密封性有关的设备和部件的设计和施工，必须适应贯穿件全部安装完毕后的设计压力下进行泄漏率测试的要求。
安全壳系统还必须具备在堆的寿期内定期在设计压力或较低压力下重新测定泄漏率的条件，借以作出安全壳设计压力下泄漏率的估计。
9.4安全壳压力试验安全壳构筑物的设计和建造必须适应核电厂运行前在规定压力下进行压力试验的要求，从而验证其结构的完整性。
9.5安全壳贯穿件穿过安全壳的贯穿件必须满足与安全壳构筑物相同的设计要求。
必须采取保护措施防止管道位移或飞射物、喷射力和管道甩动等事故载荷所产生的反作用力损伤贯穿件。
带有弹性密封或波纹管状胀缩节的贯穿件，必须具有进行与安全壳整体泄漏率测定无关的检漏试验的可能性。
压水堆核电厂土建设计和建造规则
压水堆核电厂土建设计和建造规则压水堆核电厂是目前世界上最常见的核电发电方式之一。
在压水堆核电厂的建设过程中，土建设计和建造规则起着至关重要的作用。
本文将从深度和广度的角度，对压水堆核电厂土建设计和建造规则进行全面评估，并为您提供有价值的文章。
1. 压水堆核电厂土建设计的深度评估(1) 土建设计的目标：压水堆核电厂的土建设计目标是确保核电厂的安全运行和长期稳定性。
土建设计需要考虑复杂的地质条件、建筑结构的强度和稳定性，以及防震、防洪等安全措施。
(2) 土建结构：压水堆核电厂的土建结构包括主厂房、辅助厂房、水处理厂房等。
主厂房是核反应堆的核心区域，需要具备较高的抗震和抗洪能力。
辅助厂房用于容纳辅助设备，水处理厂房用于处理冷却剂和废水。
(3) 土建材料：在土建设计中，选择合适的材料对核电厂的安全运行至关重要。
选择抗震能力强、耐腐蚀、耐高温的材料，以确保土建结构的稳定性和耐久性。
2. 压水堆核电厂土建建造规则的广度评估(1) 建造流程：压水堆核电厂的建造流程一般包括前期筹备、土建施工、设备安装和调试等阶段。
在每个阶段，都需要按照严格的规定和标准进行施工，确保工程质量和安全。
(2) 质量控制：土建建造过程中需要进行严格的质量控制，包括施工材料的验收、施工工艺的控制、工程质量的检查等。
在压水堆核电厂建造过程中，严格遵守质量控制规定，以确保土建结构的可靠性和稳定性。
(3) 安全保障：压水堆核电厂的建造过程中，需要充分考虑安全因素。
施工人员需要接受相关培训，遵守相关安全规定和操作规程。
通过合理的安全保障措施，有效避免事故的发生，保障人员的生命安全和工程的顺利进行。
总结与回顾：在压水堆核电厂土建设计和建造过程中，深度和广度的评估至关重要。
在土建设计方面，需要考虑地质条件、建筑结构和材料等因素，以确保核电厂的安全运行和可持续发展。
在土建建造方面，需要按照严格的规定和标准进行施工，重视质量控制和安全保障。
个人观点与理解：压水堆核电厂作为一种常见的核电发电方式，在能源领域发挥着重要作用。
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国家标准
《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》
编制说明
（征求意见稿）
标准编制组
2019年12月
压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范
一、任务来源及计划要求
本标准按照国家重点研发计划课题“基础通用与其它关键技术标准研究”（课题编号2017YFF0208004）任务书的要求以及与核工业标准化研究所签订的合同（合同编号为ISNI-KY-24-2019）内容进行编写。
本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编。
按照下达的计划，本标准计划于2019年12月31日前完成征求意见稿；于2020年3月31日前完成送审稿；于2020年6月30日前完成报批稿。
二、标准编制组组成
本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编，编制组成员组成如下，详见表1。
表1：标准编制组成员名单
三、编制过程
3.1 总体过程
本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写阶段、送审稿编写阶段和报批稿编写阶段。
3.2 前期准备（2017年7月-2018年12月）
主要任务是成立标准编制小组，明确分工要求，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，开展调研和文件收集工作。
根据依托项目实施经验，确定了本标准编制的主要依据为ASME 规范NE 分卷，并参考国内压力容器设计规范（GB 150-2011）。
此外还参考了相关的SRP 及RG导则进行规范的编制工作。
根据核电标准体系研究的前期工作分析结果，确定本标准的最初框架结构为：前言、目次、范围、术语和符号、总论、材料、设计、制造和安装、检测、试验、超压保护和附录。
之后根据多次讨论和修改进行了必要的调整。
3.3 征求意见稿编写（2019年1月-2019年12月）
编制组在对参考文件进行详细分析的基础上，结合我国现状起草了本标准的工作组讨论稿，并在院内征求了专家意见。
在具体章节编写过程中，对于标准内容的定位和合理安排问题征求了有关专家的意见，最终形成本标准征求意见稿。
3.4送审稿编写（2020年1月-2020年3月）
待广泛征求行业内的专家意见后，标准编写组将根据收到的专家意见对征求意见稿再进行深入地讨论，并对征求意见稿进行修改，按要求形成并提交送审稿。
3.5 报批稿编写（2020年4月-2020年6月）
届时根据标准《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》送审稿的审查情况，标准编写组将根据审查意见修改送审稿，完成了报批稿编写。
四、标准现状分析
我国监管机构国家核安全局批准出版的《核动力厂设计安全规定》（HAF 102-2016）和《核电厂反应堆安全壳系统的设计》（HAD102/06-1990），从法规和导则层面提出了核电厂安全壳系统和结构设计所需满足的要求，即要求在核电厂寿期内可能发生的所有荷载条件下，应保持安全壳结构的完整性和限制安全壳的泄漏。
因此，本标准在国内首次系统提出了钢制安全壳用材料技术要求、钢制安全壳设计技术要求和钢制安全壳建造技术要求。
用于指导压水堆核电厂钢制安全壳设计、建造、试验和验收。
五、标准制修订背景和原则
5.1标准制修订背景
我国是从AP1000技术引进时，开始接触钢制安全壳这种设备，在之前的核电机组中，我国没有采用过钢制安全壳这种形式，国内相关法规及标准都未有涉及。
当前我国第三代先进非能动核电站如依托项目（AP1000）、后续项目和示范项目（国和一号），都采用钢制安全壳设计。
钢制安全壳是压水堆核电厂事故发生后的最后一道安全屏障，其功能包括余热排出及放射性废物的包容。
在事故工
况下需要保证结构完整性，并且其整体泄漏率要符合核安全法规的规定。
因此，满足上述要求，需要进行可靠的结构设计，以及可控的制造和安装。
通过本标准制定、发布、实施，有利于国内核电行业对钢制安全壳的设计、制造、安装等进行指导，有利于进一步完善我国核电标准体系，有利于推动我国自主研发的先进核电设计走出去。
5.2标准制修订原则
本标准通过分析研究ASME NE规范及RG 1.57的相关要求，结合三门、海阳依托项目AP1000机组和示范项目国和一号机组建造过程中的经验反馈，及监管部门对于钢制安全壳的监管要求，制定一份可以有效指导后续压水堆核电厂钢制安全壳设计、制造、安装的标准规范。
六、主要技术内容说明
本标准主要技术内容包括钢制安全壳用材料、设计、建造的技术要求，从而保证在核电厂寿期内可能发生的所有荷载条件下，保持安全壳结构的完整性和限制安全壳的泄漏。
本标准中的主要设计要求和技术参数指标体现最新的研究成果，符合目前国内压水堆核电厂法律、法规和监管的要求。
本标准共分11章，附带四个规范性附录。
第一章为范围
本标准规定了压水堆核电厂钢制安全壳的设计、建造、试验和验收要求。
第二章为规范性引用文件，主要是本标准所引用的参考文件。
第三章为术语和符号。
第四章为总则，主要规定了不同单位的职责及人员资格，本标准的管辖范围。
第五章为材料，主要规定了承压材料的要求，包括试验、力学性能要求、检测和修补要求；焊接材料的要求等。
第六章为设计，主要规定了公式法设计、分析法设计、开孔补强设计及设计过程中的一些特殊要求等。
第七章为制造和安装，主要规定了制造和安装的总要求，包括成形、装配和对中要求、焊后热处理规定及要求、焊接及工艺评定要求等。
第八章为检测，主要包括无损检测的通用性要求、焊缝检测要求、验收准则、无损检测人员资格等。
第九章为试验，规定了压力试验的基本要求、结构完整性试验和泄漏率试验的基本要求及验收准则。
第十章为超压保护，规定了压力泄放装置及外压保护和内压保护等内容。
第十一章为铭牌，规定了钢制安全壳容器铭牌的要求。
附录A为材料的补充规定。
附录B为材料的许用应力及许用应力强度值。
附录C为外压计算用图表。
附录D为设计疲劳曲线。
七、与现行法规、标准的关系
本标准是新编标准，参考了GB150-2011有关内容，标准所规定的技术要求符合技术法规或导则规定的安全原则，可以指导后续压水堆核电厂钢制安全壳设计、制造、安装的标准规范。
八、重大分歧意见的处理经过和依据
暂无。
九、参考资料清单
(1)HAF 102-2016，核动力厂设计安全规定
(2)HAD102/06-1990，核电厂反应堆安全壳系统的设计
(3)ASME BPVC Section ⅢDivision 1 Subsection NE, Class MC
Components, 2010 Edition
(4)ASME BPVC Section ⅢDivision 1 Subsection NE, Class MC
Components, 2017 Edition
(5)RG1.57-2013, Design Limits and Loading Combinations for Metal
Primary Reactor Containment System Components
(6)GB 150-2011 压力容器
(7)SRP3.8.2-2007, Steel Containment, March 2007, Rev.2
(8)ASME BPVC Section III Subsection NCA, General Requirements for
Division 1 and Division 2, 2010 Edition
(9)ASME BPVC Section Ⅱ, Materials, 2010 Edition
(10)ASME BPVC Section Ⅲ, Appendices, 2010 Edition
十、引用标准与国外标准的差异分析
无。