压水堆核电站核岛设备培训教材.docx

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压水堆核电站核岛设备培训教材

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目录

一、前言

1.1核能特征

1.2核电站厂房布置

二、反应堆结构

2.1压水型反应堆结构和组成

2.2反应堆堆芯

2.2.1堆芯组成和换料策略

2.2.2燃料组件

2.2.3控制棒的组件

2.2.4堆芯相关组件

2.3堆内构件

2.3.1功能

2.3.2堆芯下部支承构件

2.3.3堆芯上部支承构件

2.3.4堆内构件设计制造控制要求

2.3.5堆内构件出厂前应进行的试验

2.3.6堆内构件安装

2.4反应堆压力容器

2.4.1岭澳核电站反应堆压力容器

2.4.2冷却剂在堆内的流程

2.4.3压力容器设计制造控制要求

2.4.4压力容器安装

2.4.5反应堆本体安装

2.5控制棒驱动机构

2.5.1岭澳核电站控制棒驱动机构

2.5.2控制棒驱动机构的样机试验与设计验证

2.5.3施工设计图纸及制造技术文件

2.5.4验收管理

2.5.5控制棒驱动机构的安装

三、反应堆冷却剂系统及其主管道

3.1反应堆冷却剂系统功能

3.2系统流程说明

3.3系统接口

3.4管道与设备布置

3.5主管道功能与要求

3.6主管道安装

3.7主管道焊接见证件要求

3.8水压试验

3.9主管道安装完工文件

四、反应堆冷却剂系统主设备

4.1蒸汽发生器（岭澳）

4.1.1主要功能

4.1.2作用

4.1.3结构形式

4.1.4自然循环

4.1.5组成

4.1.6传热管破损与监测

4.1.7排污和给水

4.2核电站蒸汽发生器通用技术条件

4.2.1蒸发器的设计输入数据

4.2.2蒸发器的设计应包括的内容

4.2.3蒸发器设计的科研试验项目

4.2.4蒸发器制造监督管理

4.2.5设备出厂清洁保养控制要求

4.2.6包装与运输控制要求

4.2.7蒸发器的安装

4.3反应堆冷却剂泵（岭澳）

4.3.1主泵的功能

4.3.2主泵型式

4.3.3主泵总体结构组成

4.3.4部件描述

4.3.5主泵支持系统

4.3.6反应堆冷却剂泵设计总体要求

4.3.7主泵机械设计要求

4.3.8飞轮设计要求

4.3.9电机设计要求

4.3.10运行设计要求

4.3.11仪表系统设计要求

4.3.12主泵制造

4.3.13试验和检验

4.3.14需见证或停工待检项目

4.4稳压器

4.4.1稳压器功能

4.4.2稳压器工作原理

4.4.3设计原则

4.4.4稳压器结构

4.4.5卸压箱

4.5稳压器设计与制造（通用）技术条件

4.5.1稳压器设计内容

4.5.2设计输入数据

4.5.3设备分级

4.5.4容积设计

4.5.5承压容器设计

4.5.6电加热器设计

4.5.7喷雾器设计

4.5.8稳压器制造过程的检验和试验

五、核岛主要系统组成与设备分级

5.1核岛主要系统组成

5.2核设备与系统的安全分级

5.2.1核安全分级的目的

5.2.2安全分级的依据和原则

5.2.3设备与系统的具体分级

5.2.4IE级电气仪表分类

5.3抗震类别与安全停堆地震

5.3.1抗震要求

5.3.2安全停堆地震

5.3.3抗震I类

六、核电站安装施工专题

6.1核电建设关键路径

6.2与核岛施工活动直接有关的里程碑

6.3核岛安装施工专业管理模式

七、核电施工中业主对现场施工的监督管理范围

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一、前言

1.1核能特征

核裂变——1939年发现核裂变能——由核裂变释放出来的能量

核裂变过程——一个重原子核吸收了一个中子之后分裂成为两个轻原子核的过程

例如：

两项产物

链式反应——新产生的中子又继续引起更多的重原子核裂变

核燃料——容易发生核裂变的重原子核

三种同位素——铀-233、铀-235、钚-239。

可以在热中子的撞击下产生裂变

人工核燃料——铀-233、钚-239。

通过其他核反应过程获得

可转换核燃料——铀-238、钍-232。

经两次β衰变转变为钚-239、铀-233

临界状态——上一代和下一代轰击到原子核上的中子数基本相等

核反应堆——控制链式反应的设备

核反应堆类型——动力堆、生产堆、研究堆

压水堆核电站——核岛、常规岛、BOP（配套设施）组成

1.2核电站厂房布置（以岭澳核电站为例）

反应堆安全壳厂房（RX）

核辅助厂房（NX）

过渡厂房（WX）

核燃料贮存厂房（KX）

应急柴油机厂房（DX）

电气厂房（LX）

汽轮机厂房（MX）

配套设施（BOP）

图1核电站原理流程图

图2RCP系统的组成

二、反应堆结构

2.1压水型反应堆结构的组成

·反应堆堆芯

·堆内构件

·反应堆压力容器和顶盖

·控制棒驱动机构

结构部件的特殊要求——核性能和抗辐射

2.2反应堆堆芯

·定义

2.2.1堆芯组成和换料策略

首次装料

1.8%、2.4%、3.1%

第二次循环新装料3.25%，需要增加正反应性储备

第九个循环长燃料循环（18个月换料）新装料4.45%

换料方式改为——由内向外装料

2.2.2燃料组件

·组件结构——控制棒导向管、注量率测量管与定位格架焊在一起。

上下管座与控制棒导向管用螺丝钉连接，构成可拆式骨架。

8个定位、3个搅混格架。

·组件棒位——17×17正方形栅格。

289=246+24+1。

上、下管座设定位销孔与堆芯上、下栅格板定位销配合、定位。

·燃料元件棒——由燃料芯块、燃料包壳、压紧弹簧、上、下端塞等组成。

每根棒装271块芯块，棒长3852mm，外径9.5mm，包壳与芯块间隙0.19mm。

·燃料芯块——UO2粉末，高温烧结成陶瓷体，D8.19mm、H13.5mm、烧点2800℃，设计取2590℃。

图3反应堆纵剖面图

·热膨胀

·致密化

·肿胀

燃料芯块

·裂缝

（辐照后变化）

·释放气体

燃料包壳——容纳芯块、包容裂变气体、第一道屏障、M5合金管、D9.5mm、δ0.57mm（锆—4）

——不吸收中子，良好机械性能、少量氚穿透Zr管时，不与水反应，烧点高，1820℃时，Zr+2H2O→ZrO2+2H2↑

Zr与水在950℃时反应显著，每升50℃反应热增加一倍。

1200℃烧毁。

·定位格架——弹性构件，由Zr—4合金条带插配，钎焊而成。

·上、下管座——是燃料组件骨架结构的顶部和底部连接构件。

·控制棒导向管——每个组件有24根控制棒导向管，为控制棒插入，提出提供导向通道。

Zr-4合金制成，下段第一、二格架间直径缩小，紧急停堆时收缩管径起缓冲作用。

图4堆芯燃料组件布置（第一循环）

2.2.3控制棒组件

图5控制棒组件及导向管下部结构

图6控制棒驱动机构图7销爪组件

·功能——快速控制反应性的工具，正常运行时调节反应堆功率，事故工况下快速引入负反应性，紧急停堆。

·结构——由星形架和吸收剂棒组成。

星形架用不锈钢制成。

其中央是一个连接柄，其内部通过丝扣与控制棒驱动机构驱动杆上的可拆接头连接。

控制棒包壳为316L渗氮，吸收剂棒Ag（80%）-In（15%）-Cd（5%）合金制成。

吸收剂棒称“黑棒”，还有少量吸收剂棒用不锈钢棒称“灰棒”。

·吸收剂特性——控制棒材料的选择，要考虑物理、机械性能、热性能、耐辐照的稳定性，耐高温水的耐腐蚀性，更主要的是有强烈的吸收中子能力。

Ag-In-Cd合金基本上满足要求。

·控制棒分类——按用途分类为功率调节棒、温度调节棒和停堆棒三类。

每类又分若干组。

所有控制棒接到停堆信号后，靠自身重量落入堆芯。

2.2.4堆芯相关组件

·配置——157个燃料组件，其中第一循环49个，后续循环61个燃料组件内放置了控制棒组件，剩余的燃料组件则配置堆芯相关组件。

包括可燃毒物组件，中子源组件和阻力塞组件。

·可燃毒物组件——大型压水堆控制反应性方法为控制棒组件加改变冷却剂硼浓度方法.新堆首次装料后备反应性很大，为保证慢化剂温度系数为负值，其硼浓度不宜太高，所以装66束具有较强吸收中子能力的可燃毒物组件，以平衡反应性。

·可燃毒物的含义——是因为其中的10B吸收中子后衰变为7LI，不断被消耗掉。

可燃毒物组件在燃料第一循环后全部取出，换上阻力塞组件。

·可燃毒物棒制作——用304不锈钢作为包壳，内放置硼玻璃管芯体，其成分为SiO2+B2O3。

玻璃管内还装入一根304钢薄管作为内衬，防止玻璃钢管坍塌或蠕变。

·中子源组件——初级、次级两种。

作用是中子源经次临界增殖后，产生足够的中子数，使源量程核仪表通道能探测到堆内中子水平。

·初级中子源组件——在新堆初次启动时，产生用于指示中子水平的中子。

第一循环后取出，换入阻力塞组件，以后其功能由次级源代替。

·次级中子源组件——次级源开始不产生中子，只有在反应堆内受中子照射后才激活成为中子源，换料时次级源不更换，连续使用。

·阻力塞组件——在燃料组件内既没有布置控制棒束，又没有放置可燃毒物棒束或中子源棒束时，都放置了阻力塞组件。

2.3堆内构件

2.3.1功能

－支承和固定堆芯组件；

－驱动线对中，控制棒运动导向；

－冷却剂通道，流量分配，减少无效流量；

－为压力容器提供热屏蔽，减少中子γ射线照射；

－为堆内测量提供安装和固定条件；

－为压力容器用材辐照监督试验提供存放试样场所；

2.3.2堆芯下部支承构件

·组成——吊篮、堆芯支承板、围板和辐板组件，堆芯下栅格板、热屏蔽、辐照样品管，以及二次支承组件等。

·吊篮——高8.2米，壁厚51mm，上部法兰吊挂在压力容器内壁的凸肩上，下部焊在厚约500mm的堆芯支承板上。

法兰上有4个定位键孔，堆芯支承板所承受的重量通过吊篮法兰传递给压力容器的凸肩，吊篮下部外壁径向焊有四个起导向作用的定位键，它与压力容器内壁上焊接的键槽相配合。

吊篮中部内壁上也有四个定位键为堆芯上栅格板定位。

·围板和辐板组件——围板包围着堆芯，防止冷却剂旁路燃料组件，辐板提供横向支撑。

围板确定了堆芯燃料区的边界。

从下部堆芯下栅格板一直延伸到刚好高于燃料组件。

辐板用螺钉连接堆芯吊篮和围板。

·堆芯下栅格板——用来放置燃料组件的。

厚50mm开4×157个流水孔。

对应每个燃料组件位置有2个定住销。

68根支承柱将下栅格板和堆芯支承板连成一个整体，并将载荷传递到支承板。

·热屏蔽——四组、厚约70mm板，固定在吊篮外壁，屏蔽堆芯射出来的中子和γ射线，减少压力容器辐照损伤。

·辐照样品管——为测试压力容器材料和焊接材料受辐照后机械性能变化，确保容器不会脆性断裂。

·二次支承组件——由能量吸收器，4根支承柱和底板组成。

其作用当万一堆芯吊篮法兰断裂时，限制堆内构件向下位移，防止控制棒束组件与对应燃料组件中的导向管不对中，妨碍紧急停堆。

上述假想事故：

热态下，堆内构件的自由下落1.27cm，能量吸收装置的附加变形位移大约是1.91cm，总计3.18cm。

设计保证：

棒束顶端不致从燃料组件导向管中脱出，控制棒仍能插入堆芯。

·中子注量率仪表导管——为测量堆芯中子注量率仪表导向，目的建立分布图和校准堆外中子测量仪器。

图8堆芯下部支撑结构

2.3.3堆芯上部支承构件

·组成——导向筒支承板、堆芯上栅格板、控制棒导向筒、支承柱、热电偶和压紧弹簧等。

·导向筒支承板——带裙式圆筒的多孔板，厚100mm直径约4m，板上有4个定位键槽与吊篮法兰上的定位键配合，使上部构件安装时与下部构件径向定位。

·堆芯上栅格板——50mm厚，上栅格板的边缘开有4个定位键槽，与吊篮内壁对应的定位键配合定位。

·支承柱——40根支承柱把导向筒支承板和堆芯上栅格板连接成一个整体把冷却剂的上冲载荷由上栅格板传递到导向筒支承板上，然后传给压力容器法兰。

·压紧弹簧——位于吊篮法兰和导向筒支承板之间，是一个不锈钢圆环。

补偿法兰加工误差提供足够压紧力。

·控制棒导向筒——为控制棒组件提供定位和导向。

·热电偶柱——40个热电偶固定在上栅格板上选定的燃料组件出口处，用以测量堆芯出口处温度，监视堆芯冷却剂的饱和裕度和确定最热通道。

分4组，每组10个引到一个热电偶柱，贯穿压力容器顶盖，引出信号。

图9堆芯上部支撑构件

2.3.4堆内构件设计制造控制要求

A.用户提供给设计单位的文件（相当于采购合同中的技术附件）

a）堆内构件技术规范（设备技术总参数和技术要求、供货范围和限度、质量保证要求等）

b）堆内构件设计任务书

c）堆内构件制造监造点

B.设计单位提供给用户的文件（采购合同内容要求）

a）堆内构件设计说明书

b）堆内构件设计图纸（包括总图、部件图、零件图）

c）堆内构件材料技术条件

d）堆内构件特殊材料技术条件（如缠绕式垫片、石墨填料、测温合金、中子通量密度探测片等）

e）堆内构件验收技术条件

f）堆内构件特殊部件制造验收技术条件（如辐照监督管）

g）堆内构件包装及运输技术条件

h）堆内构件现场复验技术条件

i）堆内构件安装技术条件

j）堆内构件与反应堆压力容器装配技术条件

k）堆内构件设备设计修改通知单

C.制造单位提供给用户的文件（采购合同内容要求）

a）堆内构件制造质量保证大纲和质量计划书

b）堆内构件材料合格证书及复验报告

c）堆内构件特殊材料合格证书及复验报告

d）焊工考核及焊接工艺评定报告及焊接试板见证的试验报告

e）无损检验评定报告

f）热处理情况记录（含机械振动时效处理的评定报告）

g）晶间腐蚀试验评定报告

h）主要零组件和关键工序的监造检验报告

i）主要零组件和关键工序制造工艺流程

j）水压试验评定报告

k）出厂性能验收试验报告

l）产品合格证，产品质量证书

m）技术文件更改联系单和不符合项申请单

D.用户对堆内构件设计审查

用户根据总体要求，审查堆内构件设计是否遵循如下准则：

a）变形准则：

a-1）在正常运行载荷作用下，堆内构件的变形应限制在允许范围内；

a-2）在正常运行载荷加上运行基准地震（SL1）载荷作用下，堆内构件不应发生永久变形；

a-3）在正常运行载荷加上安全停堆地震（SL2）载荷作用下，虽然允许堆内构件发生永久变形，但不应丧失其功能；

a-4）在正常运行载荷加上安全停堆地震载荷再加上主管道破裂载荷作用下，为确保足够的控制棒插入堆芯和足够的冷却剂冷却堆芯，应限制堆内构件的最大撓度。

b）水力设计准则

b-1）进入堆芯的冷却剂总流量应满足热工水力设计要求；

b-2）进入堆芯的冷却剂流量应合理分配，流量不均匀係数应满足热工水力设计要求；

b-3）根据要求，应有一小部分冷却剂进入反应堆压力容器顶盖区域，以冷却顶盖；

b-4）根据要求，应有一小部分冷却剂进入围板和吊篮之间，以冷却相关部件，并要求围板内外侧的压差尽可能小；

b-5）应尽量避免死水区；

b-6）正常运行时，反应堆冷却剂横向流动所产生的力，不应妨碍控制棒的自由运动，不应产生能引起有害振动的载荷；

b-7）堆内冷却剂的几何通道应有利于事故停堆期间依靠自然循环使堆芯得到适当冷却；

b-8）应限制无效漏流；

b-9）堆内构件不应导致或助长产生水力流动的不稳定。

c）结构设计准则

c-1）堆内构件的结构设计，在确保其功能要求前提下，结构应简单可靠，尽量减少机械连接件的数量，应便于制造，调试和安装；

c-2）堆内构件的焊接结构设计应满足适用于规范的要求；

c-3）应确保控制棒导向筒组件的导向性能；

c-4）设计应方便换料，在役检查和维修；

c-5）结构中使用的螺钉、螺帽、销钉等连接件都是要考虑防松、防脱落；

c-6）应避免流致结构振动失效，在吊篮下端应放置一定数量的止挡装置，以限制振动幅度和扭转；

c-7）与反应堆冷却剂接触的主要部件的自由表面粗糙度Rs应不高于3.2μm。

d）接口设计准则

d-1）设计应满足控制棒驱动线的中心要求；

d-2）围板和燃料组件之间的间隙应能满足热工水力设计要求和燃料组件装卸要求，与燃料组件相配的定位销等构件应满足互换性要求；

d-3）吊篮出口管嘴与反应堆压力容器出口接管之间应留有适当间隙，既要满足热工水力设计要求（无效漏流），又要在冷态时保证堆内构件的吊装和热态时防止过盈；

d-4）堆内构件与反应堆压力容器的装配应有可靠的径向，周向定位和支承，定位和支承应可靠，应减少部件的振动和撞击，不应有咬合、卡住和振动；

d-5）堆内构件应满足压力容器辐照监督的接口要求；

d-6）应满足堆内测量系统的接口要求。

2.3.5堆内构件出厂前应进行的试验

－控制棒组件在导向筒中抽插的摩擦力检验试验

－热电偶引出结构密封液压试验

－辐照监督管的样品管水压试验

－堆内中子注量率测量管引出管的抽插检验试验

－辐照监督管模拟件抽插检验试验

－堆内构件对中测量试验

2.3.6堆内构件安装

安装定位的技术控制是采用基面、基孔、键定位三者相结合的办法。

基面——以吊篮筒体法兰下平面为基面

基孔——整个堆内构件中的对中装配以其自身的孔系（上、下栅格板）为基准

键定位——1）键定位即吊篮筒体法兰上的四个定位键与反应堆压力容器的四个相应键槽相配。

2）支承键即上栅格板上的四个均布的键槽与吊篮筒体内壁上的四个相应的键相配。

3）径向定位键即吊篮下端外壁径向焊有的四个起导向作用的定位键与压力容器内壁上焊接的键槽相配。

2.4反应堆压力容器

功能——固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限制在一个密封的容器内进行，它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。

2.4.1岭澳核电站反应堆压力容器

·组成——筒体加顶盖。

Mn—Ni—Mo低合金钢，内壁堆焊一层5mm不锈钢。

·压力容器筒体——带螺栓螺纹孔法兰，一个焊有6个进出口管嘴环形段，筒身部两个环形段，一个过渡段和一个半球形下封头焊接而成。

·筒体法兰——58个螺孔，3个螺孔可安装导向杆，顶盖对中用法兰内侧有悬挂吊篮的台肩，上面开有四个定位键槽。

·带管嘴的环形段——在出口管嘴的内侧有一凸环，与吊篮的管嘴相接管嘴的外端焊了一段不锈钢安全端（镍基堆层过渡），为现场提供与主管道同种材料焊接条件。

在6只管嘴底部均设有支承座，以便把压力容器放在它的支承结构上。

图10反应堆压力容器

·环形段——两段对接焊接，在环形段下方内侧焊有4个因科镍导向键槽，它与吊篮导向键相配，用来限制吊篮径向位移。

·下封头——焊有50根因科镍套管，堆内中子注量测量导管通过它进入压力容器。

·压力容器顶盖——焊有61个控制棒机构管座，4个热电偶管座，和驱动机构通风罩法兰。

顶盖内侧导向漏斗，便于驱动杆和热电偶柱导入管座。

·上法兰——钻有58个螺栓孔，下部支承面上开有2道放置O形密封环的沟槽。

·O形密封环——由Inconel—600制成并镀银层，内置一个Inconel—718绕成的弹簧环外侧沿周向开有细缝。

螺栓拧紧后，O形环受压变形，密封。

银层起弥合作用，弹簧起回弹作用。

2.4.2冷却剂在堆内的流程

·旁路流量——1.0%+0.6%+2.2%+2.24%=6.04%取6.5%

·压头损失——堆芯压头损失0.156Mpa、压力容器内总压头损失0.307Mpa

图11冷却剂在反应堆内的流动

2.4.3压力容器设计制造控制要求

A.压力容器设计任务书（至少应包括）（用户提供）

a）容器的功能、范围、设计寿命；

b）各项设计、使用和试验载荷及其限制要求，以及所有超压保护要求；

c）环境条件，辐照条件和腐蚀影响等；

d）容器的安全等级和建造监督；

e）材料的各项要求：

包括冲击试验要求；

f）提出规定的运行要求，包括装置和系统的使用工况，试验工况；

g）建造所用的规范版本和增补；

h）容器装卸，贮存和运输等任务。

B.压力容器设计文件（至少应包括）（由设计单位提供）

a）用户的设计任务书；

b）设计说明书；

c）图纸和制造验收技术条件；

d）强度计算书；

e）应力分析报告；

f）使用说明书；

g）设计变更文件。

C.压力容器制造的管理要求

a）安全级别——容器按核安全一级设备要求制造；

b）质量要求——体系建立，大纲有效；

c）焊接工艺准备——工艺评定，工艺规程用户认可，焊工考核；

d）提供足够制备容器材料辐照监督试样用板的试板以及提供进行工艺评定和制作焊接见证件的用料；

e）待焊区及堆焊区应清理干净；

f）不允许在非焊接表面上引弧；

g）焊缝要清根；

h）焊于容器上的临时性附件，须在最终焊后热处理前除去；

i）承压主焊缝、堆焊层、有不允许的缺陷时，应打磨或加工除去，进行补焊，补焊前后进行无损检验，补焊次数<2次；

j）在不锈钢堆焊层与镍基合金堆焊层相毗邻的场合，最终的焊道应用镍基合金焊接材料熔焊；

k）承压主焊缝和容器结构附件焊缝的表面要打磨光滑，符合无损检验要求；

l）与一回路介质接触的不锈钢堆层表面，有尺寸要求的进行机加工，无尺寸要求的应打磨光滑；

m）焊接和堆焊后的热处理及最终热处理应符合有关规程规定，最终焊后热处理时，一般应进行整体热处理，应控制温度；

n）驱动机构管座，测温管座应采用适当的过盈配合装配在顶盖上；

o）驱动机构管座的梯形螺纹和配合表面及导向柱表面应镀铬。

D.制造检验管理要求

a）焊缝外观检验；

b）焊缝无损检验（焊前、过程中、焊后、水压试验后）；

c）零部件的成品检验；

d）产品最终的焊缝性能检验；

e）焊接见证试板设置要求（具体设置试板的类别和数量可在订货技术协议书和设计文件中规定）；

f）设置见证试板位置（至少八处）

·筒身环焊缝见证试板；顶盖环焊缝试板；接管焊缝见证试板；安全端异种金属焊缝见证试板；驱动机构管座异种金属焊缝见证试板；不锈钢堆焊层见证试板。

·镍基合金堆焊层见证试板；驱动机构管座异种金属焊缝见证试板；不锈钢堆焊层见证试板；

·镍基合金堆焊层见证板，驱动机构管座与顶盖连接焊缝见证试板等。

g）焊接见证试板的取样检验内容

·承压主焊缝——机械性能、化学成分、金相；

·堆焊层——机械性能、化学成分、金相、晶间腐蝕；

·异种金属焊缝——同堆焊层。

h）水压试验要求

·水温要求≥RTNDT+33℃；

·水质要求（试验）符合B级水要求并加入NH4OH，PH=10-10.5，若水温>65℃应除氧；

·冲洗水质为A级水质；

·试验压力21.5Mpa，检漏压力17.2Mpa；

·升压、保压、降压速率按规定。

E.压力容器出厂文件要求（制造商应提供）

产品制造商应向用户提交出厂合格证和质量证明文件至少应包括：

·主要零件的材料、化学成分，机械性能、金相检验，无损检验结果和热处理制度；

·主要焊接材料和主焊缝熔敷金属的化学成分，熔敷金属和焊接接头的力学性能金相检验，无损检验结果；

·产品最终热处理后，母材的最终性能检验结果；

·奥氏体不锈钢和镍基合金的焊接材料及其焊缝，堆焊层的化学成分，机械性质，金相检验，晶