核電站規(guī)范標準體系介紹課件

核電站設備設計制造

規(guī)范標準二OO八年八月2024/1/261核電站規(guī)范標準體系介紹核電站規(guī)范標準體系介紹

目錄Ⅰ.核電站規(guī)范標準體系介紹

1.

國際主要核電站規(guī)范標準體系

2.ASME規(guī)范體系構成

3.ASME核設備及RCC—M規(guī)范標準體系結構

3.1ASME規(guī)范體系結構

3.2RCC規(guī)范體系結構

2024/1/262核電站規(guī)范標準體系介紹核電站規(guī)范標準體系介紹

目錄Ⅱ.核電站設備設計與制造規(guī)范標準介紹

1.ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構

2.設備設計范圍及理論基礎

1.1

設備設計的內容

1.2

理論基礎和方法

3.ASME規(guī)范的要求

3.1NCA分卷：第一冊第二冊的總的要求

3.2NB分卷—一級設備

3.3NC/D分卷—二三級設備

3.4NF分卷—設備支承結構

3.5NG分卷—堆芯支承結構

3.6NH分卷高溫使用的一級部件

3.7第一冊：—附錄

3.8第三冊：—乏燃料運輸容器2024/1/263核電站規(guī)范標準體系介紹核電站規(guī)范標準體系介紹2024/1/264核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

國際主要核電規(guī)范標準體系規(guī)范標準在法規(guī)體系上的地位核安全法規(guī)

法律原子能法人大常委會批準發(fā)布

行政法規(guī)核安全法規(guī)國務院（法制局）批準發(fā)布

（管理條例等）

部門規(guī)章安全規(guī)定國家核安全局批準發(fā)布（條例、實施細則、管理辦法）

指導性文件核安全導則國家核安全局批準發(fā)布

推薦性文件核安全技術規(guī)范標準行業(yè)頒布

國內或國際技術規(guī)范標準2024/1/265核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

國際主要核電規(guī)范標準體系美國：ASME法國：RCC-M德國：KTA俄國：ГОСТ、ΠΗΑЭГ2024/1/266核電站規(guī)范標準體系介紹國內核電項目工程的標準運行核電站：秦山一期：ASME大亞灣：RCC-M秦山二期：RCC-M嶺澳：RCC-M秦山三期：ASME+加拿大標準田灣：ΠΗΑЭГ在建擬建項目：中國快中子實驗堆：ΠΗΑЭГ，ASME，RCC-MR秦山二期3、4號機組：RCC-M（2000版＋02補遺）嶺澳二期：RCC-M（2000版＋02補遺）紅巖河：RCC－M（2000版＋02補遺）三門、海陽：ASME方家山、福清、寧德、陽江：RCC－M內陸江西、湖南、湖北：待定2024/1/267核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成ASME規(guī)范體系結構

歷史沿革：ASME（AmericanSocityofMechanicsEngineer）1914年鍋爐規(guī)范1925年壓力容器規(guī)范1965年增加核動力裝置規(guī)范(第III卷)，同時每年都有修改和增補，并納入第二年的新版。

ASME規(guī)范自1977年成為美國國家標準（ANSI）,不僅在美國和加拿大各州的法律上承認它,采用它,在西方許多國家都作為參照標準來執(zhí)行。核動力裝置卷在世界上有較高的權威，得到了國際上廣泛采用。法國的RCC-M規(guī)范和德國的KTA規(guī)范等直接收入了其最重要方面,再加上本國的實踐而制定的?！?024/1/268核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成1983年、1989年版和1995年版規(guī)范均有中文譯版：共十一卷其中第三卷83年版、89年版和04年版有中文翻譯……1998年……規(guī)范；在此之后材料許用應力有較大變化。2000年版……2004年版……++相關規(guī)范案例2024/1/269核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成ASME規(guī)范體系結構第Ⅰ卷動力鍋爐建造規(guī)則第Ⅱ卷材料技術條件第Ⅲ卷核動力裝置設備第Ⅳ卷采暖鍋爐第Ⅴ卷無損檢驗第Ⅵ卷采暖鍋爐維護和運行的推薦規(guī)程第Ⅶ卷動力鍋爐維護的推薦規(guī)程第Ⅷ卷壓力容器第一冊第二冊—另一規(guī)程第Ⅸ卷焊接與釬焊評定第Ⅹ卷玻璃纖維增強塑料壓力容器第Ⅺ卷核動力裝置設備在役檢查規(guī)程2024/1/2610核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成ASME規(guī)范各卷主要內容第Ⅰ卷動力鍋爐建造規(guī)則

PG篇建造方法的通用要求總則材料設計開孔補強外部管道與本體連接其他部件設計與布置安全閥和卸壓閥制造檢驗與試驗鋼印與認證

PW篇焊接制造鍋爐

PR篇鉚接制造鍋爐

PB篇鉚焊制造鍋爐

PB篇釬焊制造鍋爐

PWT篇水管鍋爐的要求

PFT篇火管鍋爐的要求

PFH篇給誰加熱器的非強制要求

PMB篇特小型鍋爐的要求

PEB篇電鍋爐的要求

PVG篇有機液體蒸發(fā)器的要2024/1/2611核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅱ卷材料技術條件A篇—鋼鐵材料公稱管管子鋼法蘭、配件、閥門和零件壓力容器用鋼板、薄板和鋼帶結構鋼鋼棒鋼螺栓材料鋼坯和鍛件鋼鑄件耐腐蝕和耐熱鋼鍛鐵、鑄鐵和可鍛鑄鐵方法標準－鋼材的檢驗與試驗編號SA－XX－XX，如SA－508/SA－508M真空處理壓力容器用淬火回火碳鋼和合金剛鍛件主題內容與ASTM、AISI相應標準要求基本一致。

鋼材技術條件的主體結構

1.范圍

2.引用標準

3.訂貨須知

4.熔煉工藝

5.化學成分

6.熱處理要求

7.力學（機械）性能

8.無損檢測要求

9.補焊

10.制造質量和質量等級要求

11.合格證書和報告

12.標志

13.關鍵詞

14.補充要求

不同的材料，技術條件要求的內容不一樣，如管子就需要加工方法、表面狀態(tài)等。2024/1/2612核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅱ卷材料技術條件

B篇—有色金屬材料（非鐵基材料）編號SB－XX－XX，如SB－163無縫鎳和鎳合金冷凝器和熱交換器管子主題內容與ASTM、AISI相應標準要求基本一致。有色金屬材料技術條件的主體結構

1.范圍

2.引用標準

3.術語

4.訂貨須知

5.熔煉工藝

6.化學成分

7.熱處理要求

8.力學（機械）性能

9.尺寸偏差

10.加工工藝和表面精度

11.檢驗要求

12.制造質量和質量等級要求

13.拒收與復驗

14.合格證書和報告

15.拒收和復驗等

16.關鍵詞

17.補充要求

不同的材料，技術條件要求的內容不一樣，如管子就需要加工方法、表面狀態(tài)等。2024/1/2613核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅱ卷材料技術條件

C篇—焊條、焊絲及填充金屬

焊材技術條件的主體結構

SEA－5.4手工電弧焊用不銹鋼焊條標準

1.適用范圍一般要求2.分類

3.驗收

4.證明

5.計量單位和圓整方法試驗方法和要求6.試驗綜述

7.復試

8.焊縫試驗

9.化學成分

10.拉伸試驗

11.角焊縫試驗制造識別和包裝12.制造方法

13.標準規(guī)格和長度

14.藥芯和藥皮

15.露芯

16.焊條標識

17.包裝

18.包裝標記

ASME第二卷C篇的焊材技術條件有些與AWS相應標準等同，有些提出附加要求。2024/1/2614核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅱ卷材料技術條件

D篇—材料性能

1、材料許用應力2024/1/2615核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成

2、材料的物理參數(shù)3、承受外壓殼體壁厚確定使用的曲線和參數(shù)2024/1/2616核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅲ卷核動力裝置設備NCA分卷：第一冊第二冊的總的要求第一冊：—NB分卷—一級設備第一冊：—NC分卷—二級設備第一冊：—ND分卷—三級設備第一冊：—NE分卷—MC級設備（金屬安全殼相關設備）第一冊：—NF分卷—設備支承結構第一冊：—NG分卷—堆芯支承結構第一冊：—附錄第二冊：—混凝土反應堆容器與安全殼規(guī)范

CB—混凝土反應堆容器

CC—混凝土安全殼第三冊：—乏燃料運輸容器

2024/1/2617核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅳ卷采暖鍋爐PH篇各種材料采暖鍋爐的通用要求HF篇鍛造材料鍋爐建造要求HW分篇焊接鍋爐的制造要求HB分篇釬焊鍋爐的制造要求HC篇鑄鐵鍋爐建造要求HLW篇飲水加熱器的要求PH篇各種材料采暖鍋爐的通用要求

1000章范圍和服役限制

2000章材料要求

3000章設計

4000章壓力釋放裝置

5000章試驗、檢驗和鋼印

6000章儀表、配件和控制

7000章安裝要求圖、表2024/1/2618核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅴ卷無損檢驗無損檢測方法無損檢測的驗收標準（第五卷應用的文件）強制性附錄2024/1/2619核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅵ卷采暖鍋爐維護和運行的推薦規(guī)程1.概述2.鍋爐類型3.附件與安裝4.燃料5.燃料燃燒設備和燃料燃燒控制6.鍋爐房的設施7.蒸汽鍋爐的運行、保養(yǎng)和維修8.熱水鍋爐和熱水加熱鍋爐的運行、保養(yǎng)和維修9.水處理2024/1/2620核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅶ卷動力鍋爐維護的推薦規(guī)程C1分卷基礎C2分卷鍋爐運行C3分卷鍋爐輔機C4分卷附屬設備C5分卷儀表、控制和聯(lián)鎖裝置C6分卷檢查C7分卷維修、更換和保養(yǎng)C8分卷內部化學條件控制C9分卷鍋爐故障預防強制附錄非強制附錄2024/1/2621核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅷ卷壓力容器第一冊（常規(guī)規(guī)則法設計，GB150－2002）第二冊另一規(guī)程(分析法設計，JB4732－1995)第三冊高壓壓力容器的另一規(guī)程（分析法設計，考慮斷裂力學和疲勞分析）2024/1/2622核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第一冊A分卷通用要求PartUG各類設計方法和材料的通用要求B分卷對于不同壓力容器制造方法的要求PartUW焊接壓力容器的要求PartUF鍛造壓力容器的要求PartUB鉚焊壓力容器的要求B分卷對于不同等級材料的要求PartUCS碳鋼和低合金鋼壓力容器的要求PartUNF有色金屬壓力容器的要求PartUHA高合金鋼壓力容器的要求PartUCI鑄鐵壓力容器的要求PartUCL內表面帶防腐堆焊、覆蓋堆焊或導襯里的焊接壓力容器要求PartUCD球墨鑄鐵壓力容器要求PartUHT熱處理強化拉伸性能鐵基鋼壓力容器的要求PartULW多層結構壓力容器的要求PartULT低溫使用高許用應力材料壓力容器的要求2024/1/2623核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成各部分的結構基本相同，如：PartUW焊接壓力容器的要求概述：范圍、服役限制、焊接接頭分類等材料：設計：制造：檢驗和試驗：標記和報告：壓力釋放裝置：2024/1/2624核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第二冊另一規(guī)程(分析法設計）AG通用要求AM材料要求AD設計要求AF制造要求AR壓力釋放裝置AI檢驗和射線照相AT試驗AS標記、鋼印、報告和記錄強制性附錄非強制性附錄2024/1/2625核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第三冊高壓壓力容器的另一規(guī)程KG通用要求KM材料要求KD設計要求KF制造要求KR壓力釋放裝置KE檢驗要求KT試驗要求KS標記、鋼印、報告和記錄2024/1/2626核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅸ卷焊接與釬焊評定分兩部分:--QW焊接評定;--QB釬焊評定QW焊接評定篇焊接的通則─>定義:焊接方位/試驗位置與類型、拉力/彎曲/沖擊等焊接工藝評定─>通則、試板制備、焊接參數(shù)、特殊焊接方法III焊接技能評定─>通則、評定試驗試件、復試/重評、焊工的焊接參數(shù)IV焊接資料─>參數(shù)、技能、P-No、F-No、焊縫金屬化分、試樣、插圖等及附錄QB釬焊評定篇XI釬焊的通則XII釬焊工藝評定XIII釬焊技能評定XIV釬焊資料附錄：強制性附錄；非強制性附錄；P號。2024/1/2627核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅹ卷玻璃纖維增強塑料壓力容器PartRG通用要求PartRM材料要求PartRD設計要求PartRF制造要求PartRQ鑒定要求PartRR壓力釋放裝置PartRT指導試驗的規(guī)則PartRI檢驗要求PartRS標記、鋼印和報告附錄2024/1/2628核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成第Ⅺ卷核動力裝置設備在役檢查規(guī)程IWA分卷通用要求IWB分卷 輕水冷卻核電廠一級設備的要求IWC分卷 輕水冷卻核電廠二級設備的要求IWD分卷 輕水冷卻核電廠三級設備的要求IWE分卷 輕水冷卻核電廠MC和CC級金屬內襯設備的要求IWF分卷 輕水冷卻核電廠一、二、三和MC級設備支承件的要求IWL分卷 輕水冷卻核電廠CC級混凝土設備的要求另外，第Ⅺ卷還有9個強制性附錄和11個非強制性附錄。2024/1/2629核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成規(guī)定性附錄Ⅰ 超聲檢驗規(guī)定性附錄Ⅱ 業(yè)主在役檢查報告規(guī)定性附錄Ⅲ 壁厚不大于2"（51mm）容器的超聲檢驗規(guī)定性附錄Ⅳ 渦流檢驗規(guī)定性附錄Ⅴ 向鍋爐和壓力容器委員會提交技術詢問 規(guī)定性附錄Ⅵ 目視檢驗人員的資格規(guī)定性附錄Ⅶ 超聲無損檢驗人員的資格規(guī)定性附錄Ⅷ 超聲檢驗系統(tǒng)的性能驗證規(guī)定性附錄Ⅸ 2、3級管道壓力邊界的機械夾具2024/1/2630核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME規(guī)范體系構成非規(guī)定性附錄A 缺陷分析非規(guī)定性附錄B 格式非規(guī)定性附錄C 奧氏體管道缺陷評定 非規(guī)定性附錄D 要求檢驗的1級和2級管道焊縫的條件非規(guī)定性附錄E 未曾預計的運行事件評定非規(guī)定性附錄G 防止失效的斷裂韌性準則非規(guī)定性附錄H 鐵素體管道的缺陷評定非規(guī)定性附錄J 電廠維護和Ⅺ卷修理/更換的導則 非規(guī)定性附錄K 具有低上平臺夏比沖擊能的反應堆容器評定非規(guī)定性附錄L 運行電廠的疲勞評定非規(guī)定性附錄M 數(shù)學模型應用于承壓部件的超聲檢驗2024/1/2631核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M規(guī)范標準體系結構

ASME規(guī)范各卷的主要內容第Ⅲ卷核動力裝置設備NCA分卷：第一冊第二冊的總的要求第一冊：—NB分卷—一級設備第一冊：—NC分卷—二級設備第一冊：—ND分卷—三級設備第一冊：—NE分卷—MC級設備（金屬安全殼相關設備）第一冊：—NF分卷—設備支承結構第一冊：—NG分卷—堆芯支承結構第一冊：—NH分卷—高溫設備第一冊：—附錄第二冊：—混凝土反應堆容器與安全殼規(guī)范

CB—混凝土反應堆容器

CC—混凝土安全殼第三冊：—乏燃料運輸容器

2024/1/2632核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M規(guī)范標準體系結構ASME規(guī)范體系結構第Ⅲ卷核動力裝置設備設計制造以美國材料與試驗學會（ASTM）的檢驗方法和驗收標準，美國國家標準（ANSI）為技術基礎。理化檢驗的方法設備的功能性標準閥門的結構和功能要求就是ANSI16.34、16.41

管件制品按照ANSI16.9進行試驗等第Ⅲ卷規(guī)范案例－－現(xiàn)為第一冊NH分卷液態(tài)鈉為工藝介質的設備設計制造的依據(jù)與第三卷的NB、NC等分卷結合使用的主要解決了高溫條件下設備的設計和制造問題2024/1/2633核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M規(guī)范標準體系結構ASME規(guī)范與NRC法規(guī)關系NRC法規(guī)是強制要求，導則是推薦方法；ASME是工程實踐的方法。ASME規(guī)范是的制定過程，考慮了10CFR、NRCRG的要求ASME+ASTM+ANSI+AWS等，滿足RG、10CFR要求

ASME具有技術超前性NRC鼓勵工業(yè)界和其他組織制定相關核規(guī)范標準，通過定期對這些規(guī)范標準的認可（Endorsement），以保證規(guī)范標準的要求、方法等與安全法規(guī)和導則的一致性。2024/1/2634核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M規(guī)范標準體系結構ASME－III涉及設備的范圍和規(guī)定重點承壓設備容器換熱器泵管道閥注：1、對于這些設備，ASME第Ⅲ卷只解決承壓邊界的完整性問題，而對泵、閥等能動設備的驅動機構、控制、指示和可運行性不屬于該卷范圍，而泵軸和葉輪等內部構件的設計在第Ⅲ卷附錄給出。

2、泵、閥的功能試驗與合格鑒定試驗要求在相應的產品技術規(guī)定中給出。設備支承堆內構件鋼制安全殼相關設備混凝土承壓設備：混凝土反應堆容器，混凝土安全殼。不屬ASME-III規(guī)定范圍的設備裝卸、起重和輸送設備,如燃料裝卸料機、各類吊車等通風系統(tǒng)設備,如風機、風管及其附件等－－ASMEAG-1其它機械設備與電氣裝置,如柴油機等－－IEEE2024/1/2635核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M規(guī)范標準體系結構RCC規(guī)范體系結構法國核島部件設計建造規(guī)則協(xié)會（AFCEN）編制的系列標準

RCC-P核電站系統(tǒng)設計與建造規(guī)則RCC-C核電站燃料組件設計與建造規(guī)則RCC-E核電站電氣設備設計與建造規(guī)則RCC-G核電站土建設計與建造規(guī)則RCC-M核電站機械設備設計與建造規(guī)則RCC-MR核電站高溫機械設備設計與建造規(guī)則2024/1/2636核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M規(guī)范標準體系結構RCC－M規(guī)范體系結構RCC—M借鑒了ASME第Ⅲ卷的有關內容，吸收法國工業(yè)發(fā)展中的經(jīng)驗，尤其是法國在核工業(yè)發(fā)展中的經(jīng)驗。并以法國的制造和檢驗標準作為RCC—M的基礎。2000年以后版本的RCC－M，大量地引用歐盟標準NF、EN；QA從IAEAtoISO9000系列2024/1/2637核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M規(guī)范標準體系結構RCC-M規(guī)范體系結構第一卷

A篇總論、Z篇技術性附錄、

B篇1級設備、C篇2級設備、D篇3級設備、

E篇小型設備、G篇反應堆堆內構件、H篇支承件、

J篇低壓或常壓儲罐、第二卷M篇材料（上）炭鋼、合金鋼M篇材料（上）不銹鋼、特殊合金及其他材料第三卷MC篇檢驗方法2024/1/2638核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M規(guī)范標準體系結構RCC-M規(guī)范體系結構第四卷S篇焊接第五卷F篇制造RCC—MR主要解決了用于核電站的高溫使用設備，如容器、泵、閥門、管道、反應堆內部件、支撐件等的材料、設計、制造、檢驗與試驗等方面的規(guī)定2024/1/2639核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M規(guī)范標準體系結構2000版RCC—M的特點總體變化不大支持性工業(yè)標準：大量采用歐盟的標準在擴建工程上的應用：設計材料采用；檢驗擬用93版？一致性問題？2024/1/2640核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計與制造規(guī)范標準2024/1/2641核電站規(guī)范標準體系介紹1.ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構2.設備設計范圍及理論基礎

1.1

設備設計的內容

1.2

理論基礎和方法

3.ASME規(guī)范的要求

3.1NCA分卷：第一冊第二冊的總的要求

3.2NB分卷—一級設備

3.3NC/D分卷—二三級設備

3.4NC/D分卷—NE分卷—MC級設備（金屬安全殼相關設備）

3.5NF分卷—設備支承結構

3.6NG分卷—堆芯支承結構

3.7第一冊：—附錄

3.8第三冊：—乏燃料運輸容器核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構2024/1/2642核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構ASME第Ⅲ卷核動力裝置設備的構成

第III卷包括第一冊和第二冊。第一冊分卷用大寫字母"N"表示，第二冊的分卷用大寫字母"C"表示。。分卷分卷分成章、節(jié)、條，根據(jù)需要，還可分成款和項。章章的數(shù)字編號題目

1000引言或范圍

2000材料

3000設計

4000制造和安裝

5000檢驗

6000試驗

7000超壓保護

8000銘牌、印記和報告2024/1/2643核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構ASME第Ⅲ卷核動力裝置設備的構成參照第Ⅲ卷內所用的參照，一般可歸納為以下四類:A、用第Ⅲ卷的其他部分作參照

B、用其他各卷作參照第11卷材料技術條件當對材料的要求或對材料檢驗與試驗的要求需符合諸如SA一105，SA一370，或SB—160的技術條件時即需參照第11卷的材料技術條件。這些參照均以字母"S"開頭。第V卷無損檢驗參照第V卷則以字母"T"開頭，它表示涉及材料或焊接的元損檢驗。第IX卷焊接和釬焊評定參照第IX卷以字母"Q"開頭，涉及焊接和釬焊約有關要求。第Xl卷核動裝置設備的在役檢查當引用在役檢查方面的參照時，應采用第XI卷的規(guī)則。2024/1/2644核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構ASME第Ⅲ卷核動力裝置設備的構成C、本規(guī)范各卷內未寫明但需作參照的技術條件和標準

(1)檢查方法和驗收標準需由美國材料與試驗學會(ASTM)出版。

(2)有關產品(如閥門法蘭和附件)的尺寸標準由美國國家標準學會(ANSI)審批，并由美國機械工程師學會(ASME)出版。當產品需要符合如ANSIB16.5這種標準時，由ANSI審批該標準。

(3)有關產品(如閥門法蘭和附件)的尺寸標準和其他標準也可由閥門和附件工業(yè)制造廠標準化協(xié)會WSSVH)出版并作為實施標準。（4)焊接和釬焊材料的技術條件由美國焊接學會(AWS,250lNorthwest7thst，Mhmi，F(xiàn)la.33125）出版。這類技術條件編入第II卷，并以詞頭“SF”這種AWS的標記法來識別，例如SFA一5.1。

(5)適用于貯罐和法蘭的設計和建造的各種標準由美國石油學會(API)出版，并用如API一620和API一2000來表示。當在第III卷中涉及到如此表示的文件時，便是API出版的標準。2024/1/2645核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構ASME第Ⅲ卷核動力裝置設備的構成D．參照附錄在第III卷中使用了兩種附錄，稱為規(guī)定性附錄和非規(guī)定性附錄。

(1)規(guī)定性附錄包含了建造中必須遵循的各項要求，參照這類附錄的內容用羅馬數(shù)字后面緊接阿拉伯數(shù)字的形式表示，例如"參照表1一1.2或11一1100"即表示其屬規(guī)定性附錄。

(2)非規(guī)定性附錄提供了為第111卷所用的資料或導則，參照這類附錄的內容大寫字母后面緊接阿拉伯數(shù)字的形式表示，例如"參照D一1100"即表示英屬非規(guī)定性附錄。2024/1/2646核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構RCC—M的構成A篇匯集了應用本設計建造規(guī)則的通用要求。B,C,D，E，G,H和J篇分別適用于:容器(容器，熱交換器)、泵、閥門(不包括驅動機構)和管道等G篇堆內構件。H篇支承件，E篇小型設備，J篇低壓或常壓貯罐。2024/1/2647核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構RCC—M的構成B,C,D,E,G，H，和J篇總的編排結構

1000章規(guī)定了適用范圍，

2000章詳細說明設備制造用的零件和制品:3000章規(guī)定了設備的設計規(guī)則，

4000章規(guī)定了制造和檢驗的規(guī)則，

5000章對相應設備特有項目作出規(guī)定:承壓設備和貯罐的試驗，標準支承件的合格鑒定、小型設備中泵的鑒定。2024/1/2648核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構RCC—M的構成第I卷的各篇在需要之處明確引用了案I卷到第V卷所包含的規(guī)則和技術條文，從而使后者用于有關設備在某一設備使用RCC-M規(guī)則時，制造者可在第I卷該設備相應的篇中，直接通過正文或者通過援引其它卷(或者第I卷其他篇)的章節(jié)號，找到適用的全部條文。因而第I卷的各篇成為RCC-M的索引和指南第I卷的Z篇匯集了一些技術性附錄。規(guī)定的表示方法是，用羅馬數(shù)字綜號的附錄是強制性的，用字母編號的附錄則是非強制性的。在第I卷的其他各篇中將引用這些附錄。引入強制性附錄的目的是為了使第I卷各篇中的技術規(guī)則的敘述更加明確、更加簡煉，引入非強制性附錄的目的是為了介紹一些公認的方法和做法。制造商可使用非強制性附錄未規(guī)定的其他方法或做法，但必須論證該方法或做法滿足規(guī)定的要求并預先得到承包商的書面許可。2024/1/2649核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構ASMEⅢ與RCC—M的對應關系

ASME RCC—M說明第Ⅴ卷無損檢驗第Ⅲ卷檢驗方法第Ⅸ卷焊接與釬焊評定第Ⅳ卷焊接第Ⅴ卷制造ASME未獨立列出此卷第Ⅰ卷E篇小型設備ASME未單列此項NC分卷二級設備ND分卷三級設備附錄第Ⅰ卷J篇低壓或常壓貯罐ASME包括在二、三級設備內第Ⅱ卷材料

A篇—鋼鐵材料

C篇—焊條、焊絲及填充金屬第Ⅱ卷M篇材料第Ⅳ卷S篇焊接ASME RCC—M說明NCA分卷第Ⅰ卷A篇NB分卷一級設備附錄第Ⅰ卷B篇1級設備第Ⅱ卷材料技術性附錄NC分卷二級設備附錄第Ⅰ卷C篇2級設備第Ⅱ卷材料技術性附錄ND分卷三級設備附錄第Ⅰ卷D篇3級設備第Ⅱ卷材料技術性附錄NE分卷MC級設備附錄RCC—M無此篇NF分卷設備支承件附錄第Ⅰ卷H篇支承件第Ⅱ卷材料技術性附錄NG分卷堆芯支承結構附錄第Ⅰ卷G篇反應堆堆內構件第Ⅱ卷材料技術性附錄2024/1/2650核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構ASMEⅢ與RCC—M設計標準的對應關系（核一級設備）（一）ASME RCC—M說明NB－3300容器設計NB－3310通用要求NB－3320設計考慮事項NB－3330開孔和補強NB－3340容器分析NB－3350焊接結構設計NB－3360容器的特殊要求B3300容器的通用設計B3310驗收標準B3320最小厚度的確定B3330設計的考慮B3340焊接結構設計B3350對容器的特殊要求RCC－M的開孔補強見附錄ZA

NB－3400泵的設計NB－3410離心泵通用要求NB－3420定義NB－3430離心泵的設計要求NB－3440特定形式泵的設計

B3400泵的通用設計B3410通用要求B3420專門設計規(guī)則

ASME RCC—M說明NB－3100設計總則NB－3110載荷準則NB－3120特殊考慮事項NB－3130通用設計規(guī)則B3100設計通則B3110規(guī)則的目的B3120運行工況B3130載荷規(guī)則B3140準則的級別B3150各類工況適應的最低準則級別B3160應力分析報告B3170特殊考慮RCC－M的工況定義比ASME明確RCC－M承受外壓設備設計見附錄ZⅣNB－3200分析法設計NB－3210設計準則NB－3220除螺栓外的應力極限NB－3230螺栓的應力極限B3200設備性能分析通則B3210分析的組成B3220有關分析的術語B3230彈性分析B3240彈塑性分析和實驗應力分析B3250適用于螺栓的準則B3260抗脆性斷裂強度ASME防脆斷見附錄G2024/1/2651核電站規(guī)范標準體系介紹主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備規(guī)范結構ASMEⅢ與RCC—M設計標準的對應關系（核一級設備）（二）ASME RCC—M說明NB－3600管道設計NB－3610通用要求NB－3620設計考慮事項NB－3630管道設計和分析準則NB－3640承壓設計NB－3650管件制品的分析NB－3660焊接設計NB－3670管道的特殊要求NB－3680應力指數(shù)及撓性指數(shù)NB－3690管件制品的尺寸要求B3600管道B3610概述B3620關于載荷的規(guī)則B3630關于管道分析和適用規(guī)則的一般要求B3640尺寸與壓力關系的規(guī)則B3650管道制品的分析B3660對焊接的要求B3670專門要求B3680應力指數(shù)和柔性系數(shù)ASME RCC—M說明NB－3500閥門設計NB－3510合格要求NB－3520設計載荷和考慮事項NB—3530通用規(guī)則NB－3540承壓部件的設計NB－3550循環(huán)載荷的要求NB－3560設計報告NB－3590壓力釋放閥的設計B3500閥門的通用設計B3510概述B3520關于載荷的規(guī)則B3530一般規(guī)則B3540確定最小壁厚B3550閥門的分析規(guī)則B3560應力分析報告2024/1/2652核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

設備設計制造基礎設備設計的內容與范圍設備的結構完整性設計：容器、貯罐、泵殼、閥體、管道等。承壓邊界厚度設計、局部補強設計、焊接結構設計、法蘭接管設計。設備的功能性設計：泵、閥等能動部件。設備設計的邊界范圍：ASMENB－1000、RCC—MB1000

設備設計任務書所規(guī)定的設備邊界離開設備（容器、貯罐泵、閥）不得小于下列范圍：焊接連接件的第一道焊縫接頭螺栓連接件的第一個法蘭面螺紋連接件的第一個螺紋接頭。2024/1/2653核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

設備設計制造基礎

設備與部件安全和規(guī)范級別確定設備等級根據(jù)核安全法規(guī)，按照系統(tǒng)和設備的核安全功能確定

HAF102《核電廠設計安全規(guī)定》要求“必須明確規(guī)定構筑物、系統(tǒng)和部件的全部安全功能。構筑物、系統(tǒng)和部件必須按其安全的重要性進行分級?！盚AD201給出了分級方法。美國RG1.26“核電站載水、蒸汽放射性設備的質量分級和標準”，ANSIN18.2“壓水堆核電站設計的核安全準則”核安全1、2、3級，NC級。ASME規(guī)范等級與核安全分級對應,設備與部件的規(guī)范級必須等于或嚴于設備所在系統(tǒng)的安全級。安全等級123NCASME等級123常規(guī)標準2024/1/2654核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

設備設計制造基礎設備分級的邊界焊縫的級別:連接兩個不同級的部件的焊縫取高級別;非承壓部件與承壓部件間的焊縫,按承壓件的級別;由于某些考慮,設備(部件)技術規(guī)格書在低級的部件的建造可以采用高級的規(guī)范，不承壓的設備、零部件也可考慮采用ASME中的合適規(guī)定；部件的制造或安裝承擔方可以用高一級的規(guī)則來替代較低級部件。設備分級對于不同堆型有較大差別PSAR3.2主要解決分級問題，包括安全級別、規(guī)范等級、抗震類別、質量等級等。AP1000設備分級：DCD文件§3.2ClassificationofStructures,Components,andSystems

具體設備分級設計許多技術參數(shù)，如需要應專題討論。2024/1/2655核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

設備設計制造基礎設備設計的理論基礎和方法

強度理論：第一強度理論σ<[σ]（最大主應力）第二強度理論ε<[ε]（最大主應變）第三強度理論τ<[τ]（最大剪應力）第四強度理論σ0<[σ]（復合主應力）ASME、RCC—M的使用限制是基本強度理論的變形形式。核一級設備（ASMENB、RCC—MB）適用第三強度理論即最大剪應力準則核二、三級設備（ASMENC、ND，RCC—MC、D）適用第一強度理論，即最大主應力準則2024/1/2656核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

設備設計制造基礎設備設計的理論基礎和方法

設計方法：

a、確定承壓邊界厚度

b、功能設計

c、補強結構設計

d、焊接與加工結構設計

e、工況和應力分析

2024/1/2657核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

設備設計制造基礎設備制造的主要內容方法材料的采購要求——規(guī)范標準、采購技術規(guī)格書、檢驗與復驗成形工藝——工藝要求、規(guī)范標準、工藝試驗與工藝評定；成形工藝過程——人員資質，見證試驗；檢驗——材料檢驗，過程檢驗，檢驗人員的資質；產品的試——壓力試驗，功能性檢驗。

2024/1/2658核電站規(guī)范標準體系介紹2024/1/2659核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范的要求NCA分卷：第一/二冊總的要求2024/1/2660核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NCA分卷第一/二冊總的要求一、要求和范圍

本卷給出ASMEⅢ1、2分冊的總要求，制定了核動力裝置的設計、制造、打印和超壓保護方面要求；第1分冊包括NB，NC，ND，NE，NF，NG，NH7個分卷；第2分冊為對混凝土反應堆容器和安全殼的規(guī)范。2024/1/2661核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NCA分卷第一/二冊總的要求二、設備分級

在NCA-2000中提出了設備分級；按設備分級管理，設計，制造；注：這里給出的是規(guī)范等級，與核安全等級的關系。2024/1/2662核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NCA分卷第一/二冊總的要求注意：1.與核安全的安全分級稍不同，上表1，2，3級一致，MC，CB，CC一般為安全2級，支承隨設備分級，堆芯支承結構（按要求，一般為安全2級，）；2.設備安全分級主要解決核安全功能，是目的；3.設備的規(guī)范等級和質量分級、抗震分類，主要解決設計制造的規(guī)范和方法，是滿足核安全功能的手段。2024/1/2663核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NCA分卷第一/二冊總的要求三、ASME設計總體要求規(guī)定了系統(tǒng)運行與試驗工況，規(guī)定了設計、使用和試驗載荷及其極限的確定。ASME對有機械運動要求的部件的運行性能不預保證，即ASME主要保證部件完整性。ASME-ⅢNCA卷設計、使用和試驗極限定義如下：設計極限：設計載荷的極限值；使用極限：分4級，2024/1/2664核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NCA分卷第一/二冊總的要求ASME設計總體要求

1.A級使用極限：由設備或支承件在完成其規(guī)定的使用功能中所可能承受的載荷而規(guī)定所有A級使用載荷都必須適用的一組極限值。

2.B級使用極限：對所有B級使用載荷都必須適用的一組極限值。設備或支承件必須受得住這些給定載荷而不發(fā)生需要修補的

2024/1/2665核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NCA分卷第一/二冊總的要求3.C級使用極限：對所有C級使用載荷都必須適用的一組極限值，它允許在結構不連續(xù)區(qū)域中有較大的變形，它可能引起設備或支承件停機檢查或修理，此極限用戶應復核是否符合已確定的系統(tǒng)安全準則。

4.D級使用極限：對所有D級使用載荷都必須適用的一組極限值，這些極限值可允許顯著的整體變形，會使部件喪失尺寸的穩(wěn)定性，并有需作修理的損壞。因而用戶需復核是否與確定的系統(tǒng)安全準則相符。使用極限可用更為嚴格的級別來替換，如B級限可用于原規(guī)定為C級使用極限的地方。2024/1/2666核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NCA分卷第一/二冊總的要求設計總則ASMENB－3100、RCC—MB3100）

設計參數(shù)：有設計溫度，設計壓力，設計機械載荷；載荷準則的載荷條件：有內壓、外壓、沖擊載荷、自重、規(guī)定的當?shù)氐娘L，雪載荷，振動載荷及地震載荷、支承等的反作用力、溫度效應。工況：按NCA分級，設計工況（A工況）；使用工況（B工況）：對規(guī)定為B級限制的工況的持續(xù)時間應列入設計任務書；C工況：對規(guī)定為C級限制的所有工況，當Sa＞圖I-9疲勞曲線106次對應值時必須不大于25次；D工況。其他通用設計規(guī)則：尺寸標準、外壓、密封、附件、腐蝕防護、開孔補強、法蘭和螺栓設計等。2024/1/2667核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NCA分卷第一/二冊總的要求載荷工況與應力限制2024/1/2668核電站規(guī)范標準體系介紹四，責任和義務：NCA-3000給出了各種對象的責任和義務必須執(zhí)行，包括核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NCA分卷第一/二冊總的要求2024/1/2669核電站規(guī)范標準體系介紹NCA還包括-4000質量保證；-5000授權檢驗；-8000授權證書、銘牌、規(guī)范印記和數(shù)據(jù)報告；-9000術語匯編。核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NCA分卷第一/二冊總的要求2024/1/2670核電站規(guī)范標準體系介紹2024/1/2671核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范的要求NB分卷－－一級設備

2024/1/2672核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備

內容1000引言或范圍2000材料3000設計4000制造和安裝5000檢驗6000試驗7000超壓保護8000銘牌、印記和報告2024/1/2673核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備1000章范圍與內容對一級部件在材料、設計、制造、檢驗、試驗、超壓保護、標記和證書持有者編寫報告等方面所要求的規(guī)則；涉及產品強度和承壓邊界的完整性；涉及的設備使用溫度低于425℃（800℉），也就是不需要考慮高溫蠕變。高于此溫度的參見NH分卷。2024/1/2674核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備2000章材料

NB-2000材料中重點是對核一級材料的通用要求，特別對承壓材料NB-2120中：許用材料規(guī)格見Ⅱ卷PD，SⅠ表2A，2B，滿足該附錄的所有要求，（ASME1998，老版見Ⅲ附錄I）。焊縫見Ⅱ卷PC，NB-2400NB-2300材料滿足對斷裂韌性的要求尤為重視，決定了設備的壽命2024/1/2675核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備材料要求ASMEN?2000與第Ⅱ卷共同形成材料的技術規(guī)格書。入場檢驗、源地驗收等，源地驗收要嚴格按程序進行。材料的斷裂韌性N?2300：要求見下表承壓材料的檢驗和修補：N?2500和第Ⅴ卷焊材按第Ⅱ卷C篇、N?2400實施2024/1/2676核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備

1，材料特性許應應力核一級設備承壓材料

Sm=Min{ST/3、1.1STRT/3、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY}

其中：ST、SY：分別為室溫的抗拉強度和屈服強度；

RT、RY：分別為工作室溫的抗拉強度和屈服強度與室溫對應值之比;

0.9SYRY：適用于奧氏體不銹鋼的特殊要求情況。對于管材，見ASMED篇附錄2。注：1998年以前ASME

Sm=Min{ST/3、1.1STRT/3、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY}

RCC－MSm=Min{Rm/3、Su/3、2Re/3、2SY/3或0.9SY}與ASME基本相同

其中：Rm、Re室溫抗拉強度和屈服強度；Su、SY工作室溫的抗拉強度和屈服強度

ГОСТ[σ]=Min{RmT/2.6、Rp0.2T/1.5、RmtT/1.5}比ASME大

其中：RmT設計溫度的抗拉強度，Rp0.2T設計溫度的屈服強度，RmtT時間t的持久強度。2024/1/2677核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備核一級設備承壓螺栓材料

Sm=Min{SY/3、SYRY/3}注：

RCC－M

Sm=Min{Re/3、SY/3}與ASME相同

ГОСТ

[σ]W=Rp0.2T/2比ASME大2024/1/2678核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備核二、三級設備承壓材料

S=Min{ST/3.5、1.1STRT/3.5、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY}

其中：ST、SY：分別為室溫的抗拉強度和屈服強度；

RT、RY：分別為工作室溫的抗拉強度和屈服強度與室溫對應值之比;

0.9SYRY：適用于奧氏體不銹鋼的特殊要求情況。對于管材，見ASMED篇附錄1。注：1998年以前ASME

S=Min{ST/4、1.1STRT/4、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY}RCC－MS=Min{Rm/4、Su/4、2Re/3、2SY/3或0.9SY}比ASME低15％

其中：Rm、Re室溫抗拉強度和屈服強度；Su、SY工作室溫的抗拉強度和屈服強度

ГОСТ[σ]=Min{RmT/2.6、Rp0.2T/1.5、RmtT/1.5}比ASME大

其中：RmT設計溫度的抗拉強度，Rp0.2T設計溫度的屈服強度，RmtT時間t的持久強度2024/1/2679核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備材料許用應力系數(shù)的改變（4→3.5）是ASME規(guī)范的一個系統(tǒng)提升，它使得材料的利用率提高了15％。ASME在1914年材料許用應力系數(shù)為5，1944年降為4，是基于焊接技術和無損檢測技術的進步；1999年降為3.5是基于斷裂力學的應用、鋼的冶煉技術使得材料韌性增大等，所以材料的許用應力系數(shù)的下降并不降低設備的安全性。但要注意配套的材料要求和設計方法。2024/1/2680核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備韌性韌性要求主要是針對核一級設備材料；輻照影響；有害元素PS。，堆芯部件P，Cu控制，對脆化影響如，對以及設備的材料的要求2024/1/2681核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備疲勞特性對不同材料的疲勞性能曲線見第Ⅲ卷第一冊限定性附錄Ⅰ的圖Ⅰ-9.1－Ⅰ-9.6,

注意：這些疲勞曲線使用的材料強度范圍和溫度范圍。2024/1/2682核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備2，NB-2500檢驗和修補：注意承壓材料的檢驗，驗收標準和修補（注意1989版開始增加了鑄件產品的檢驗要求，見表NB-2571-1；泵，閥鑄件超聲檢驗，射線檢驗，磁粉檢驗，液體滲透檢驗；和母材焊接反修的規(guī)定等）。3，材料的復驗：ASME規(guī)定較寬泛，不一定不須，NPT材料可以認可出廠結果。核心是要求檢驗的可控性。4，NB-2600材料的質量管理大綱：2024/1/2683核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備NB-2430焊縫金屬試驗機械性能試驗；化學分析試驗；

δ-鐵素體含量的測定。NB-2432、2433對化學分析試驗和δ-鐵素體含量的測定進行了很具體的規(guī)定。

2024/1/2684核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備3000章設計設計總則ASMENB－3100、RCC—MB3100）

設計參數(shù)：有設計溫度，設計壓力，設計機械載荷；載荷準則的載荷條件：有內壓、外壓、沖擊載荷、自重、規(guī)定的當?shù)氐娘L，雪載荷，振動載荷及地震載荷、支承等的反作用力、溫度效應。工況：按NCA分級，設計工況（A工況）；使用工況（B工況）：對規(guī)定為B級限制的工況的持續(xù)時間應列入設計任務書；C工況：對規(guī)定為C級限制的所有工況，當Sa＞圖I-9疲勞曲線106次對應值時必須不大于25次；D工況：考慮變形失穩(wěn)。其他通用設計規(guī)則：尺寸標準、外壓、密封、附件、腐蝕防護、開孔補強、法蘭和螺栓設計等。2024/1/2685核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備規(guī)則法設計和分析法設計設計方法規(guī)則法設計分析法設計使用設備核一級設備有要求的核二級設備特殊要求非核級設備核二級設備核三級設備非核級設備設計內容規(guī)范規(guī)定的結構設備形式進行設計，通過規(guī)范給出的公式確定設備的壁厚、開孔補強、連接結構、法蘭、螺栓等按規(guī)范規(guī)定設計結構的主要形式和壁厚等參數(shù)，進行機構的應力分析、疲勞分析，按不同工況限制進行應力校核，進行極限分析和屈曲分析。使用標準第Ⅲ卷NB分卷NB3200NC分卷NC3200第Ⅷ卷第二冊－－另一規(guī)程第Ⅲ卷NC分卷NB3100ND分卷NC3100第Ⅷ卷第一冊2024/1/2686核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備分析法設計（一級設備或規(guī)格書特別要求）ASME NB-3200分析法設計（1）考慮因素：NB-3211合格要求：（A）

應力強度＜限值（NB-3100和Ⅱ卷PD，SⅠ表2A，2B，4）（B）

遵守NB-3100規(guī)則；（C）對產生壓縮應力的結構除還必須考慮臨界翹曲應力；（D）提供防止無延性斷裂方法，并滿足計算使用和試驗工況（附錄G方法）；管、泵和閥材料大于2（1/2）in（64mm）建立最低使用溫度不低于RTNDT+1000F；管、泵和閥材料小于2（1/2）in（64mm）必須符合或低于建立的最低使用溫度，或建于設計規(guī)格書規(guī)定值。2024/1/2687核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備分析法設計（2）確定了應力的依據(jù)和術語：復合應力的破壞理論用最大剪應力理論：結構：總體結構不連續(xù)；局部結構不連續(xù)。應力：法向應力；剪應力；薄膜應力；彎曲應力；一次應力；二次應力（如，總體熱應力，總體結構不連續(xù)處的彎曲應力）；局部一次膜應力；峰值應力；載荷應力；熱應力；總應力；工作循環(huán)；應力循環(huán)；疲勞強度減弱系數(shù)；自由端位移；膨脹應力。變形：非彈性；蠕變；塑性；塑性分析；塑性分析-破壞載荷；塑性失穩(wěn)載荷；分析：極限分析；極限分析-破壞載荷；破壞載荷-下限定理；塑性鉸；應變極限載荷；試驗破壞載荷；棘輪效應；安定性等。2024/1/2688核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備分析法設計（3）應力強度和應力分類計算該部件受各種載荷的應力分量，可以使用任意經(jīng)過驗證的方法，并將每種應力值規(guī)入如下的一類或一組：（a）總體一次薄膜應力，Pm；（b）局部一次薄膜應力，PL；（c）一次彎曲應力，Pb；（d）膨脹應力，Pe；（e）二次應力，Q；（f）峰值應力，F(xiàn)；容器的應力分類：ASME表NB-3217-1管道的應力分類：ASME表NB-3217-22024/1/2689核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備分析法設計（3）應力強度和應力分類（續(xù)）對每一類應力，計算出由不同類型載荷引起的σt的代數(shù)和。對其余5種應力分量進行同樣的計算。也必須考慮這些應力分類的某些組合。分析法設計的“應力強度”：用下列關系式計算應力差S12、S23、S31：S12、=σ1-σ2，S23、=σ2-σ3，S31、=σ3-σ1；應力強度S為S12、S23、S31中絕對值最大者。——主應力差＝2倍的剪應力，；——剪應力強度理論。2024/1/2690核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備分析法設計（4）各種工況應力限制適用于除螺栓以外的承壓部件螺栓結構的分析和驗收準則：NB-32302024/1/2691核電站規(guī)范標準體系介紹核電站設備設計制造規(guī)范標準

ASME規(guī)范NB分卷一級設備分析法設計（5）疲勞分析：疲勞累積損傷系數(shù)U≤1NB-3222.4曲線I-9.1,I-9.2.1,I-9.2