核电站管道的技术要求
管道弯管工艺在核电站的应用分析
管道弯管工艺在核电站的应用分析摘要：核电站各工艺系统主要由设备和管道组成，各种流体输送均需要通过管道实现，因此，管道在维持核电站安全中起着不可替代的作用。
管道布置设计过程中，由于系统需要、空间布局以及热膨胀、柔性设计等原因，经常需要改变管道的走向，具体可通过采用弯头或弯管实现。
弯道弯管是管道制作加工过程中的一种常见工艺，与弯头相比，具有减少管道总焊缝、降低振动、流阻小等优点，有利于保证施工质量，降低施工成本，提高核电站的安全性和经济性。
本文对管道弯管工艺在核电站的应用做了简单的探讨，以供相关人员的参考。
关键词：核电站；管道；弯管1、弯道弯管工艺原理弯道弯管的制作工艺分为热弯与冷弯弯道弯管，国内普遍采用的热弯道弯管实质上是感应加热弯道弯管，通过预先测量找出管子加热点，利用高频电源对管子圆周方向狭窄带进行加热，使弯道弯管温度上升到t≥(tc-56)℃的条件下，将管子缓慢匀速向前推进，弯矩作用到管子加热区域使管子沿着预先设定的轨道弯曲，形成具有一定曲率半径和角度的弯道弯管，角度和半径可在管子加热前预先调节好胎具。
冷弯道弯管的制作程序是在t<(tc-56)℃的条件下，将管子沿着胎具缓慢进行拖拽，形成一定的曲率半径和角度，制作过程中不需要加热，不会改变材料的组织结构，具有节约能源等优点。
与弯头结构相比，弯管工艺的应用优势体现在以下几点：第一，在管道设计中，弯头的两端需要进行焊缝施工，而应用弯管设计能够减少焊缝数量，有利于降低管道焊接成本，此外，管道焊缝区域也是管道缺陷的高发区域，容易出现裂痕，因此，利用弯管工艺减少焊缝也是提高管道安全性的重要手段；第二，弯管结构具有较大的曲率，能够使得管道内部流体的运转速度提升，并且能够有效减少流体在改变流动方向时对管道内壁造成的冲击，进而避免了冲击力过大引发管道振动的问题，同时，管道弯曲部分与弯曲半径在应力系数方面呈正比关系，弯头结构与弯管结构相比较，产生的应力系数较大，因此为了降低管道弯曲部分的应力系数通常采用弯管工艺结构，进一步优化管道系统的应力分布；第三，一般情况下，管道内部的流体匀速流动对管道阻力要求较小，利用弯管工艺能够进一步减小管道内部阻力，有利于核电站运营效益的提高，同时参考管道设计的相关规范，90 度弯头局部阻力系数为 0.25，而 90度弯管局部阻力为0.20，更加有利于管道弯曲结构阻力的降低。
核电站主管道自动焊三维测量与组对技术的研究
核电站主管道自动焊三维测量与组对技术的研究摘要：核电站主管道自动焊技术是一种先进的焊接技术，广泛应用于核电站建设与运行维修阶段。
在中广核cpr1000和三代epr 堆型核电站建设过程中均采用了主管道窄间隙自动焊技术。
为了保证窄间隙自动焊技术的组对要求，需要对核岛主回路设备进行三维精密测量和模拟计算。
由于cpr1000与epr主管道自动焊施工逻辑不同，其三维测量与计算的方法也不尽相同。
该文详细对比和分析了两者的自动焊施工逻辑、三维测量与计算的原理，测量实施方案等，找出其各自的优缺点，为主管道自动焊三维测量组对技术的改进提供参考。
关键词：核电站主管道自动焊三维测量精密组对中图分类号：tg457.6 文献标识码：a 文章编号：1674-098x （2013）04（c）-0073-04核电站主管道自动焊技术是一种先进的焊接技术，广泛应用于核电站建设与运行维修阶段。
在中广核cpr1000堆型和三代epr堆型核电站建设过程中均采用了主管道窄间隙自动焊技术，该技术要求主管道的组对间隙不超过1 mm，组对错边量不超过1.5 mm。
为了满足主管道的精确组对要求，需要对相关的核岛主回路设备进行三维精密测量和模拟计算。
cpr1000堆型核电站主管道自动焊采用的是传统的手工焊施工逻辑，epr堆型核电站主管道自动焊施工逻辑是基于蒸汽发生器（简称sg）更换的经验，采用sg后装的施工逻辑。
由于自动焊施工逻辑不同，两者在三维测量和组对技术方面也有不同，各有优缺点。
1 主管道自动焊技术简介1.1 cpr1000与epr核岛主回路布置cpr1000核岛主回路主要由3大主设备（简称rpv、sg、rcp）以及连接主设备的主管道组成，共有3个环路，每个环路有一台sg和一台rcp，通过主管道与压力容器连接起来。
3个环路相互之间成120度布置。
其主回路布置如图1所示。
epr堆型为了提高单堆功率，其核岛主回路系统在cpr1000堆型的基础上增加了一个环路，形成了对称布置的四环路系统。
压水堆核电站二回路管道焊接与热处理工艺
压水堆核电站二回路管道的焊接与热处理工艺摘要：在压水堆核电站中，二回路碳钢管道管径大、管壁厚，焊接施工难度大，质量要求高。
通过加强工艺的过程控制，合理采用氩弧焊和焊条手工电弧焊联合的单面焊双面成型的焊接方法和合理安排焊接顺序，在焊前预热和焊后进行消除应力热处理，可有效地提高大管径大厚壁管道的焊接质量。
关键词：二回路管道、热处理、焊接顺序中图分类号： p755.1 文献标识码： a 文章编号：1前言压水堆核电站原理是由原子核反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。
该动力装置由一回路系统、二回路系统及其他辅助系统设备组成。
在采用二代改进型压水堆技术的100万千瓦级核电站二回系统主要由主给水系统（are）、主蒸汽系统（vvp）组成。
主蒸汽、主给水管道分布于反应堆（rx）厂房、联结（wx）厂房，可分为主蒸汽管道系统、主蒸汽超级管道系统、主给水管道系统。
主给水系统（are）用来向蒸汽发生器输送经过高压加热器加热的高压给水，由三根管线组成，每根管线分别与一台蒸汽发生器接口。
主蒸汽系统（vvp）是由三根主蒸汽管线组成，每根管线分别与一台蒸汽发生器出口接管相连。
三根管线分别穿过安全壳，进入主蒸汽隔离阀管廊，主蒸汽管穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房。
主蒸汽系统（vvp）的功能主要是把蒸汽发生器产生的饱和蒸汽输送到汽轮机厂房推动汽轮机发电机组发电,另外还用于排除主蒸汽系统管道的凝结水。
主蒸汽、主给水管道焊接施工中，焊口级别高，质量要求严，为rcc-m规范二级，是碳钢管道中级别最高的焊口。
2二回路管道焊接标准介绍由于国内核电没有形成一套全面的建造标准体系，我国目前现在的cpr1000核电站主要采用法国的核电站建造标准，其中机械建造标准为rcc-m。
二回路主给水、主蒸汽管道为碳钢无缝管：p280gh，其中主给水管道规格为：φ406.4×21.44 ㎜，主蒸汽管道主要规格为：φ813×32㎜，主蒸汽超级管道规格为：φ813×46mm。
核电站二级管道安装
线ｇ 、从 西侧面旁路 到东 侧旁路 的平 衡报 警管 线 ； ｈ 、小 管径 管道 。 的装置 ，此装 置通常不 承受 管道 的 自 荷载 ，安装 限位装置时 ，应核 重 主蒸 汽管 道参 数 为 ：设 计 温度 ３ ６ ，设计 压力 ８５ ａ Ｉ℃ ．Ｍｐ ，试 验压 力 对 图纸管道热 位移方 向 ，以确保 其安装 的正确性 ；导向装置的安装 。
的工艺复杂 、难度 大、过程控制严格 、质量要求 高。
吊架安 装 。支架 分为刚性 、限位 （ 导向 ） 装置 、阻尼装置和防甩 从 核 岛三 台蒸 汽发 生器 来 的 主蒸 汽 管线 在 常规 岛 内导入 主蒸 汽 支架 四类 。支架连 接件及 管部安 装前检查零 部件 的型号 、规格 、材料
１．５ ａ ２７ Ｍｐ ，管道材质 为ＷＢ３ Ｎ１ ６Ｃ 。
２安装准备和条件要求 ．
应严 格保证管 ， 应使膨 胀节或 补偿器两侧 的管道 保持成 一直线 ；阻尼装置安装应在管
技术文件 、机工具 、施工材料 、工序 的交接等作 业前准备 ；同时 道及其 支 吊架全 部安装完 毕后 ，才装设 减振支架 的管 部、连接件和减 配合汽机 弹簧基础最终释放 和调整工 作 ；常规岛与核 岛的管道水压 试 振器 ，管道冷 紧后 ，将 阻尼器 的连接件 与尾 部托架相 连 ，活塞杆头与
着整个 主蒸汽系统安装误 差 ；联 箱安装前 做好如下 工作 ：检查 土建部 穿 于整个安装过 程。冷 紧作业 中 ，各 吊架 吊杆调整应 逐个逐步地轮 番
分预埋 板、生根钢结构组 装尺寸 与焊接方 式应符合设 计 的规定 ；联箱 进行 ，防止管道 过度变 形而受损 伤 。如 果管道要求水 压试 验 ，所有支 支 吊架 型式 、材质 、加工 尺寸符合 图纸要求 ；联箱 就位后并 随即进行 吊架 （ 括水压试 验用 临时支 吊架 ） 包 应在 按照设计文件正 确安装 、调 支架及 限位器的安装 ，施 工时注 意 吊架根部 偏装方 向及尺寸要求 ，支 整和 承载 ，且所有 恒力 吊架架 和弹簧 吊架 的锁定装置处 于锁定状态时 架安装完成后 复查 联箱位置 ，确保 中心坐标 、标高等参数正确 。 才能进行 。如果 恒力弹 簧支 吊架 整定 的荷 载与管道 的实际荷载偏差较 管道 安装 。核 岛三路 管线 管道 引 入到蒸 汽 联箱 。每管线 有一 个 大 ，就需 用恒 力支 吊架组 件 内 的荷 载 调整 装置 调整 支 吊架 的整 定荷 靠近联箱 的垂直管段上设 有冷拉 口 ，由于管 线上设有调 整段 ，故 三路 载 ，使其 与实际荷 载相平衡 。在完 成管道 系统水压试验和绝 热层 敷设 管线应根据 现场实际条件从 核岛往 主蒸汽联箱 方 向顺序 进行安装 ，或 后 ，为水 压试验所设 置 的任 何装置 （ 弹簧组 件锁定装置 、Ｉ 时支 吊 如 ｆ 缶 从联箱 开始 反方 向安装 ； 论安装顺 序如何 ，冷拉 口必 须是该 管线 上 架等 ） 须拆除 ； 有支 吊架在完 成调整 后 ，应将锁 紧螺母 处于锁紧 无 均 所 最后完成 的焊接 口。而蒸 汽联箱 到主汽 门管 线的安装采 用 “ 平衡安 装 状态 ；除 设计 规定 外 ，严 禁采 用破 坏 螺纹 或点 焊的方 法锁 定调节 部 法” ，如 因现场条件导致部分 安装焊 口无法实施 “ 平衡 安装法 ”时 ， 管段作 为一个 整体 与相邻管段 采用 “ 衡安装法 ”进行 连接 。 “ 平 平衡 件 ；使用 聚四氟 乙烯 、石墨 、青铜 或钢对钢滑 动底板 的支架 ， 查偏 检 小 口径 管道 安 装 。小 管道一 般 没有 单独 的安 装程 序 ，安 装包 含 将该两端连 接管段 在 自由状态 下进行 现场组合 预制 ，再将 该现场预制 装值 和间隙是否符 合规定 ，滑动表 面不应有杂质异物 。
核电站建设标准
核电站建设标准核电站是一种重要的能源设施，为了确保核电站的安全运营和环境保护，各国都制定了一系列的核电站建设标准。
本文将从设计规范、材料要求、安全标准、环境保护等方面，对核电站建设的标准进行论述。
一、设计规范核电站的设计规范是核电站建设的基础，它直接关系到核电站的安全性能和经济性。
设计规范主要包括以下几个方面：1. 设计负载：核电站需要能够满足电网的负载需求，设计负载需要根据当地的电力需求和电网的规模来确定。
2. 设计寿命：核电站的设计寿命一般为30-40年，设计时需要考虑设备的寿命周期。
3. 设计热效率：设计时要考虑如何提高核电站的热效率，减少能源的损耗。
4. 设计安全性：核电站的设计必须满足严格的安全要求，包括防核泄漏、防火灾、抗地震等。
5. 设计可靠性：核电站需要保证高可靠性，设计时要考虑设备和系统的冗余和备份。
二、材料要求核电站的材料要求是保证核电站长期安全运行的基础。
材料要求主要包括以下几个方面：1. 基础材料：核电站的地基、建筑结构和设备支撑结构等都需要使用优质的混凝土、钢结构和耐热材料等。
2. 燃料元件材料：核电站的燃料元件需要使用耐高温、耐腐蚀和耐辐照的材料，以确保燃料元件的可靠性和安全性。
3. 冷却剂管道材料：核电站的冷却剂管道需要使用耐腐蚀、耐高温和耐辐照的材料，以确保冷却剂的流动和传热效果。
4. 安全壳材料：核电站的安全壳需要使用具有一定抗冲击和防辐射能力的材料，以保证核事故发生时的安全性。
三、安全标准核电站的安全标准是核电站建设的核心，它直接关系到核电站在设计、施工和运营阶段的安全性。
安全标准主要包括以下几个方面：1. 核安全标准：核电站的设计、建设、运营和拆除必须符合国际核安全标准，保证核电站在任何情况下都不会对人类和环境造成威胁。
2. 辐射防护标准：核电站必须制定严格的辐射防护标准，确保工作人员和周围环境的辐射水平低于国际标准。
3. 事故应对标准：核电站必须制定完善的事故应对方案，确保在事故发生时能够及时、有效地进行应对，最大限度地减少事故对人员和环境的影响。
核电站主管道焊接热处理供电线路设计
本 文仅涉及 加 热设 备供 电系 统 的设 计， 焊 接 工 对
艺不做 讨 论。
图 ４ １ 中 频 感应 加 热设 备 的组 成 —
５ Ｔｃｓ 电加 热 设 备 的主要 技 术 参数 ：
设 备型 号： Ｃ 一 － ４ ； 入 电压 ： ８ Ｖ ５ Ｈ ； Ｔ Ｓ １２ ０ 输 ３ ０ 、 ０ Ｚ 最
焊 接 接 头热 处 理采 用 ３ 台中频 感应 加 热设备 （ 中１ 其 台
备用） 台Ｔ Ｓ Ｈ 设备 。 及３ Ｃ ￣ 热 中频感 应加 热设备主要用 于 管道 厚度不均 匀、 度较 大 的管道 ， Ｃ ￣ 热设 备是用 坡 ＴＳＨ 加热 带加热 ， 用于厚度 均匀 的管 道 。
热 处 理 持 续 时 间 约 ３ 个 小 时 ， 温 阶 段 所 需最 ２ 升
１ 主 要 技 术 参 数 ： 备 型 号 ： Ｇ Ｓ ２ ｏ １Ｏ ） 设 Ｋ Ｐ 一 ５ ／ ． ～ ２５ Ｉ ； ．ＫＩ 输入 电压 ： ８Ｖ ５Ｈ ； 定输 出功率： ５ Ｋ ； － ｚ ３ ０． ０ ｚ 额 ２０Ｗ
加 热温 度 不得 低 于１Ｏ ， ５ ℃ 在热 处理 阶段 ， 热持 续 时 加
． Ｉ Ｋ ＝０ ８ ｔ ￣
ｘ
Ｐ ＝ ． ＊ ５ ＝６ ０（ Ｗ ０８ ７ ０ ０ Ｋ ）
ｊＳ
无 功功 率 ： １ Ｐ ＊ ｇｂ Ｑ ｔ ＝ ｑ
取 ｔ ＝ ．２ ｇ ０６
图 ７ １主 管 道 焊 接 热处 理 系 统 供 电 线 路 图 －
注： 中频 电源 可 以按 照感 应 电炉 的负荷 考虑 其 功 率 因数 ， 若不带功 率因数补 偿装 置时， ￣ ｇｂ ２６ ， 可Ｉ ｔ ＝ ．７ ｑ
(田湾核电站给水管道焊接施工方案)(精)
田湾核电站主蒸汽管道焊接施工方案批准:审核：编制:目录1。
目的2。
范围3.参考文献4。
概述5。
焊接工艺6.焊后清理检查7。
焊后检验8.焊缝返修9.安全生产及文明施工1。
目的：本方案描述了田湾核电站主蒸气管道的焊接方法及要求。
2.范围：本程序适用于田湾1＃、2#核电核电主蒸气管道的焊接施工。
3。
参考文献：3。
1《核动力装置的设备及管道安全运行规程》ПНАЭГ-7-008-89 3。
2《核动力装置的设备及管道焊接及堆焊基本原则》ПНАЭГ—7-009 —893.3《核动力装置的设备及管道焊接接头及堆焊监察条列》ПНАЭГ—7 —010—893。
4《质量保证大纲》LYG—QAP3.5《珠光体钢组件焊接程序》LYG-TM21483。
6《焊接接头的修补》LYG-TM20563。
7《焊接填充材料的烘干、发放及使用》LYG-TM20263。
8《射线检查程序》LYG—QC20013。
9《液体渗透检查程序》LYG-QC20023。
10《超声波检查程序》LYG—QC20043。
11《主蒸气管道安装施工方案》(管道专业方案3.12《管道焊接数据包》LYG—TM21703。
13《蒸汽间高压主蒸汽系统管道》LYG—1-PD22—31—1UJE2021—DG—0002-S 3.14《反应堆厂房主蒸汽系统管道》LYG—1—PD22—31—1UJA2221—DG-0004—S 3.15《主蒸汽阀与主蒸汽管道间焊缝焊接及检验技术说明》3.16《蒸发器装配图》LYG-1-GD32-31-1UJA2221—DG-0004—S 3.17《澄清单》EBTM-1—UJE—00071、EBTM-1—UJA—00496 4概述：主蒸汽管道设计温度为294℃，设计压力为7。
84Mpa .每个机组的主蒸汽系统有四趟独立管线。
每一路管线大致相同见下图主蒸汽管道是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由蒸汽发生器顶部的管道,以贯穿件作为在安全壳上的锚固点，进入主蒸汽阀组，通过主蒸汽阀组及主蒸汽隔离闸阀进入蒸汽间厂房UJE ，供给汽轮机厂房用于推动汽轮机及其它用汽设备及管线。
核电安装管道物项的控制与管理
核电安装管道物项的控制与管理崔海忠，潘国祥，李金萍，刘文先，杨祥金（中国核工业二三建设有限公司红沿河项目部，辽宁 大连 116300）摘要：核岛安装工程涉及材料种类繁多、消耗量大、经济成本较高，同一种材料应用广泛，又分布在核岛的多个厂房，且预制和安装活动贯穿于核岛安装过程的始终，因此，如何控制材料的发放数量正确、质量符合需求并实现可追溯性，避免错用、误用而引发质量事故，对于保证核电站安全稳定运行十分重要，所以要求在材料发放的各个环节必须严格控制和管理。
关键词：核岛安装；管道安装；物项管控；质量控制1 物项发放的控制要求管道物项在发放过程中应严格参照图纸或上游技术文件中的LRCM和数量， 不得错发、多发、漏发。
根据预制单位的不同，到货地点也有所不同，在到货数量不满足要求时，应核实各预制单位的到货总量，根据实际情况进行相互返运。
材料替代：一是上游文件已指明的替代材料，如用LRCM90替代所有图纸中的LRCM89；二是为了满足优先系统水压试验进度,根据上游文件指定少数短缺材料可被替代，图纸中的非标部件LRCM2981，依据其材质和级别需要用LRCM为2165圆钢进行加工，由于2165材料短缺，因此针对此张图纸可用LRCM为2172高级别材料替代加工。
2 管道物项的质量控制物项是否满足使用需求是制约着企业生产能力的发挥的一个重要因素。
物项到货开箱检验过程中，物项验收人员除依照箱单对物项的标识以及数量进行核实，并对其外观进行检查外，还需要对上游文件和图纸的核实，以判断到货物项是否符合使用需求。
在到货物项不符合上游程序要求时及时开启不符合项报告，主要表现在以下两个方面：（1）到货物项与设计要求或施工图纸存在差异，不满足施工需求，如NCRZN232GEN30938描述，柴油机半联管节01844988按照图纸要求应为外螺纹，实际到货为内螺纹，与图纸描述不符。
此类NCR 的处理结果一般为重新供货。
（2）到货材料性能正确，满足施工要求，但是标识错误，与上游文件不一致。
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■核电站管道的技术要求
在核电站管道的安装作业过程中，使用的规程和指南有：
苏联国家热工技术监察机关颁布的原子能电站设备安全运行规程及反应推和设备的试验研究规程。
焊接、熔接、原子能电站结构、核反应堆及设备试验，研究的基本条例：ОПl513一72；
焊接和熔接结点，原子能电站结构，核反应堆及装置的检验规程ПK1514—72；
用不取试样的方法对20号钢及08X l8H 10T(12×18H10T)钢作的火力发电厂及原子能电站管道另件，进行机
械性能检查的操作指南；
耐腐蚀的奥氏体钢作的原子能电站管道的安装规程，设计与工艺研究所(ПТИ)《动力安装设计》；
基本要求。
在原子能电站的管道上不允许使用铸铁制的阀门。
弯头、膨胀节及其他元件的弯曲半径不得小于管子公称外
径的3．5倍。
当用专用设备以热拉、热压及热弯等方法制造上述管件时，允许使用的弯曲半径不能小于管子的
外径。
压力在39公斤／厘米，以下的原子能电站的二次回路上，允许使用焊接弯头，大小头及三通。
在固定支架间的每个管段要进行热膨胀补偿计算，实现补偿的方式有弯管自补偿或用补偿器。
补偿器要用同
样材质和用途的管子制造，压力小于1 6公斤/厘米，温度低于100℃的管道可用直管、冲压、焊接、锻造或弯制
的弯头，以及套筒式膨胀节进行补偿。
在内径为150毫米及以上、介质温度为300℃及以上的管道上，安装位移指示器，用以监视管道的膨胀及支
座的工作情况。
在一次回路排气管的接管座上安装两个阀门一节流阀和关断阀箱一蒸汽管道段应能用关断机构切断，为加热和排水，在管接头端部加装阀门，而当压力高于22公斤／厘米，时，在通往一次回路入口的蒸汽管道，不论压力多高，都在管接头上顺序安装两个阀门一关断阀和节流阀。
水平布置管道的倾斜度不小于0。
004，并应向疏水方向倾斜。
套接管头的焊缝，彼此交错的距离，在数值上不小于最厚对接管段壁厚的三倍，但不得小于l 00毫米(当管
的外径大于100毫米时。
在离支架边缘2000毫米内不设置焊缝。
在管道的弯曲段不允许设置横向焊缝。
在焊缝全长用超声波或
透视方法检查的条件下，可以采用具有纵向焊缝的冲压焊接弯头+三通及分叉管。
从弯管的弯曲起点至横向焊缝的轴线距离：当管子DH在l 00毫米以内时，不小于1倍的DH值：对D H>100
毫米的管子一不少于l00毫米。
从管接头的外表面至管子弯曲的、起点或横向焊缝轴线的距离：当D<100毫米时．不小于D H，但不能小于50
毫米；当DH>100毫米一一不小于100毫米。
▲如果横向焊缝需要用超声波进行探伤时，自由管段每端从焊缝轴线至最近的焊口或弯曲起点的长度为: 管子的公称壁厚：小于15毫米、 15—30 30—36 大于36毫米
自由管段韵长度毫米不小于：l 00以下 59+25 175 49+130
当管壁厚超过36毫米时．．取得材料主管机关(Marep!~aaoBezRect~He Opra HH3B一的允许，减少自由段的
丧度，但不能小于175毫米。
当管道的焊缝上及弯曲处不允许焊接管接头及其他另件。
在安装弯制的、冲压焊接的、冲压的和锻造的弯头时，允许靠近弯曲处设置焊缝。
不进行超声波探伤和热处理的相邻纵向焊缝轴线间的距离不小于被焊接管子壁厚的三倍。
对于要进行局部热
处理的纵向焊口，自由直管段每端至焊缝轴线的长度按公式确
9．15 核电站管道及阀门的安装特点
订货人员有保管好管道组合件和另件的责任，但在安装验收以后，则由安装单位负责
工厂供货的管道组合件和另件及耐腐蚀的钢管在保存时，应当用专用封头严密的盖好。
不准许用木塞，不允许耐腐蚀钢的制品与黑色金属的制品交混在一起。
阀门、疏水及检测装置，带有远方操作杆的阀门传动装置，保存在不采暖的封密式仓库内。
如工厂的证件对保存阀门有预先说明，则阀门可放在采暖的封闭仓库内保存．
在扩大装配组合件时，管道和阀门的表面要防止撞击和擦伤。
移动式龙门架、滑架、找中心工具在与管道接触的地方要用耐腐蚀钢作盖面，不允许损伤管道表面。
在对接前，当时从组合件、管道、阀门及标准件的端部取下封头。
在装配前，应当检查工厂元件的外形尺寸。
对接另件的端头，要检查是否有缺陷(裂纹碰伤等)，在离接口边缘不小于20毫米的部分应用溶剂清除内外两面的油脂。
安装单位按协议书接收作为安装用的建筑物。
按ПKl542—72作为I、Ⅱ类管道安装用场所的土建结构要刷上漆。
在管道进行安装前，先在场内装上饰面。
安装Ⅲ类管道用的场所允许只涂底漆。
在耐腐蚀钢管道的安装过程中，场内要保持清洁。
禁止同时进行生产建设．在安装第一、二类管道时，场内要经常进行湿态清理。
管道的安装要严格的按施工设计进行。
在顺序上，推荐首先安装垂直管道以便完成水平管道的对接。
碳钢的支架及吊架在与耐腐蚀钢管接触的地方，应垫上厚度为4—6毫米的耐腐蚀钢垫。
安装余量在焊接时用机械方法切割和加工。
允许用等离子切割整修边．但要用砂轮进一步清理切割的痕迹，直至完全除去深度不小于l毫米的切割痕迹为止。
向管道上焊接阀门应完全在露天进行。
在进行冷拉时，应当核算焊接头可能产生的横向收缩(如果在计算拉伸时设计算收缩)：
198
L = 1．5．√(DH—SH)*SH
但不少于100毫米，式中DH一一管子的名义外径毫米；SH一一管子的名义壁厚毫米。
允许使用按苏联国家热工技术监察机关规定的技术条件供货，并在制造厂按ПК1514—72的要求进行质量检查的纵向焊缝及螺旋焊缝的管子。
允许使用按苏联国家热工技术监察机关规定的特殊技术条其他类型的管子．
用于连接奥氏体钢法兰的紧固另件，是用同法兰同等级的钢制造的。
当介质的温度小于50℃及在其他情况下，当紧固件的连接能力，用计算及试验研究的方法证实其可靠性时，允许使用不同结构等级材料制造的紧固另件。
螺母和双头螺栓(螺栓)应当有不同的硬度，而且设计单位规定了螺母与螺栓间的硬度关系。
一次回路中管外径大于50毫米的弯管及主蒸汽管道的弯管要全部进行椭园度检查，其余管道的弯管抽样检查，每种尺寸的弯管抽检的数量不少于10％。
用碳钢钢板卷制管子时，如果钢板的厚度等于或大于管子内径的5％时，用热轧法,如果在完成卷制前，钢板的温度不低于700℃时，就不必进行辅助热处理。
管道的单个部件在制造厂要进行水压试验，如果工厂对提供的扩大组合件进行了水压试验或对焊接处100%的进行了超声波，透视或其他无损探伤方法检查，则允许不做单个管道部件的水压试验。
同时，一次回路管道的另件及组合件不在工厂做水压试验，而用磁粉，着色或透视方法进行补充检查，检查的范围由设计单位确定。
在应力集中区及在制造过程中变形大的区域进行超声波或射线检查。
二次回路的部件及组合件在工厂内不做水压试验，而祗做补充检查，检查的范围由设计单位确定。
管道承受试验压力，不少于10分钟。
10分钟后，压力降至水压试验压力的五分之四并进行观察。
在观察过程中，压力应保持不变。
管道试验压力按下列公式确定：
Pr= 1。
25 (БИ)t2 / (БИ)tp * P
式中P一工作压力公斤／厘米，；(Бu)t2一水压试验温度下的许用应力。
Kg/cm2； (БH)tP一计算温度下的许用应力公斤／厘米，
根据苏联能源部09．12，74．NoTM。
9 l文件的扼要指示，原子能安装单位及制造厂要对由制造厂及安装单位制造的工作压力不高于：22公斤／厘米2温度不超过300℃的管道组合件和元件进行一次水压试验。
在安装后，无法进行观察的管段(通过生物保护墙，通过屋顶等处的管段)以及围在管道群中的管段，要求在安装前，对它们在提高压力下单个进行试验.
当工作压力小于5公斤／厘米，时，水压试验的压力应是1。
5倍的工作，但不小于2公斤／厘米，当工作压力为5公斤／厘米，或更高时，水压试验的压力不低于上面公式确定的数值，但不得低于P十3公斤／厘米。
苏联国家，热工技术监察机关在原子能电站方面的规程所适用的管道，除了夕A径小于57毫米的一次回路管道及外径小于89毫米的二次回路管道外，在投入工作前要在苏联国家热工技术监察机关登记。
‘ ．．、为进行登记要提出一定形式的说明书，管道运行系统图、制造和安装质量证明书及管道验收投入运行的证件。
9．8、核电站管子及管道异型部件的品种及应用范围
用碳钢制造的用于原子能电站的高、中压管道，按O C724、230、22—74(表9。
1了)。