压水堆核电厂燃料和相关组件用弹簧 第2部分：镍基合金螺旋弹簧TCNEA 034.2-2022.pdf

1、压水堆核电厂燃料和相关组件用弹簧 第2部分：镍基合金螺旋弹簧TCNEA 034.2-2022讲解了专用于压水堆核电厂燃料组件及关联结构中镍基合金螺旋弹簧的设计、材料、制造、检验与验收技术要求。该标准明确规定了弹簧所用镍基合金牌号（如Inconel 718、Inconel X-750等）的化学成分、热处理制度、力学性能及高温持久/蠕变特性，强调其在辐照、高温（300）、高硼酸水腐蚀及周期性载荷工况下的长期结构稳定性与抗应力松弛能力。标准描述了弹簧几何参数公差控制方法、表面质量要求（禁止锐边、划伤及残余应力集中缺陷）、无损检测手段（含渗透检测、涡流检测及必要时射线照相）以及功能性试验程序，包括预压

2、缩处理、载荷-变形曲线测定、疲劳寿命验证（不少于10次循环）和辐照后性能保持率评估。文件还规定了标识、包装、运输及贮存的特殊要求，确保弹簧在核电站全寿期服役过程中维持燃料组件的精确定位、压紧力恒定及抗震可靠性，满足RCC-M、ASME III NB/NC及我国核安全法规HAF601对核级弹性元件的最高安全等级管控要求。压水堆核电厂燃料和相关组件用弹簧 第2部分：镍基合金螺旋弹簧TCNEA 034.2-2022适用于压水堆核电厂设计单位、核燃料组件制造企业、核电设备供应商、核级弹簧专业制造商、核安全审评机构及核电厂运行维护部门。该标准尤其适用于从事核岛关键部件研发、国产化替代攻关、核级弹性元件型式试验与鉴定、核安全许可文件编制及在役检查技术方案制定的专业技术人员。同时适用于承担核级材料工艺评定、特种热处理及无损检测的第三方实验室，以及参与核电标准体系建设、核安全监管技术支持的科研院所和标准化技术委员会。对于正在开展华龙一号、国和一号等自主三代堆型燃料组件国产化验证、延寿研究及四代堆燃料支撑结构预研的相关单位，本标准具有直接的工程指导价值和技术合规依据作用。