压水堆核电厂燃料和相关组件用弹簧 第1部分：不锈钢螺旋弹簧TCNEA 035.1-2022.pdf

1、压水堆核电厂燃料和相关组件用弹簧 第1部分：不锈钢螺旋弹簧TCNEA 035.1-2022讲解了专用于压水堆核电厂燃料组件及堆内结构相关部件中的不锈钢螺旋弹簧的技术要求、设计准则、材料规范、制造工艺、检验与试验方法、质量保证以及文件交付要求。该标准明确了弹簧在高辐照、高温、高压、强腐蚀性冷却剂环境下的功能定位，包括提供压紧力、维持组件几何稳定性、补偿热胀冷缩及辐照生长等关键作用。标准规定了弹簧所用奥氏体不锈钢材料（如07Cr17Ni7Al或等效材料）的化学成分、力学性能、晶间腐蚀敏感性、辐照脆化限值及无损检测合格判据。对弹簧几何参数（如中径、节距、有效圈数、自由高度）、载荷特性（初负荷、工作负

2、荷、变形量、刚度公差）、疲劳寿命（不低于107次循环）、应力松弛率（3%初始载荷/1000h）及表面状态（去应力退火、钝化处理、无尖锐缺陷）均提出量化指标。标准还规定了型式试验项目（包括高温压缩、加速辐照模拟、振动冲击兼容性测试）与出厂检验流程，并强调全生命周期可追溯性，要求每批次弹簧附带材质证书、热处理报告、尺寸与力学性能实测记录及NDE检测底片或数据报告。压水堆核电厂燃料和相关组件用弹簧 第1部分：不锈钢螺旋弹簧TCNEA 035.1-2022适用于核电厂设计单位、核燃料组件制造企业、核电设备供应商、核安全监管机构、第三方检验检测机构以及从事核级弹簧研发与验证的科研院所。该标准特别适用于承担压水堆核电机组燃料组件（如CF系列、STEP系列、CAP系列）及其堆内构件（如上部堆内构件支撑弹簧、控制棒导向筒压紧簧、格架弹簧片等）研制、生产、验收和监造工作的工程技术人员与质量管理人员。同时，也适用于高校核工程与核技术专业开展核级弹性元件失效机理、辐照性能演化、高可靠性设计方法等方向的教学与科研活动。标准内容对民用核安全设备许可单位执行HAF601/HAF604要求、编制核级物项质量计划、实施ASME III卷NB/NF分册符合性评定具有直接指导价值。