ASME与RCC_M相关核一级阀门规定的解析
RCC-M与ASME的对比
2007年7月2日
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检测
RCC-M要求所有1级焊缝予加工表面要在 焊接之前做液体渗透检测。另外不要求 做最终体积检测的所有焊缝的根部（例 如角焊缝或部分焊透焊缝）是要用液体 渗透检测方法进行检测的。这些检测在 ASME第III卷中无要求。不作这些检测与 焊缝失效无关。
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检测
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RCC-M规范的由来
包括了对西屋PWR设计强制的法国法规 要求
RCC-M规范得到AREVA和EDF的支持 没有国际的输入
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ASME规范的基本原理
ASME规范有数百个国际参与者支持（包 括法国、加拿大、日本、韩国、英 国），他们采用统一的流程，并保持关 注点的均衡。
除了电厂、设计者和制作者以外，还需 要其它组织机构。
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行业活动
业主和管理者一直探索对ASME第III卷和RCCM规范要求进行比较 —不同的建造规范和取证要求之间的等 效性
—确保安全 —采用最新技术 —降低建造成本 —减少取证所费的精力
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行业/管理活动
多国设计评价大纲（OECD/MDEP）正用 来评价ASME第III卷和RCC-M之间的不同
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特许
ASME对制造商和制作者的特许的标准化 大纲提供了这些机构可接受的更高的一 致性，因此产品的质量保证更加可靠
ASME规范应用更加广泛，它与某个管理 者无关。
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授权检查和规范符号印记
ASME通过授权核检查师（ANI）提高可 信度，这个RCC-M中没有此要求。
RCC-M因此不规定符号印记或数据报 告，而在ASME第III卷中提供。
专家对RCC-M-ASME-III-以及我国核设备标准的理解
我国核电设备标准现状及今后标准化工作的思考发布时间:2008-10-30 阅读次数:149 信息来源:上海发电设备成套设计研究院1 我国核电设备标准化的现状1.1 我国核电设备设计制造采标情况（1）核岛机械设备：我国核电建设经历不同的发展阶段，采用或参考了多国技术，造成了我国核电厂堆型多样化，因此目前核岛机械设备设计和制造所采用的规范标准是根据不同的核电技术路线而确定。
目前在我国核岛机械设备设计和制造中主要使用的是RCC-M 和ASME BPVC Ⅲ，以及国内的EJ（EJ/T）等系列标准。
（2）核电设备材料核电设备材料所采用的规范标准是根据技术方案而定，由于国情不同和缺乏相应的研究和应用实践，我国的材料标准与国外相应标准中的材料牌号、性能都很难对应。
目前我国核岛机械设备材料的采购，主要使用RCC 系列、ASME 及ASTM 等标准（规范）。
我国已有的核电设备材料（包括焊材等）对应的标准缺口较大，无法满足我国核电设备建造需要。
因此核电设备材料的采购只能采用相应的国外标准。
（3）核电仪控、电气设备：我国在仪控、电气设备方面的标准体系比较完整。
“十一五”期间还将根据IEEE 和RCC-E 制修订若干相应国内标准，以补充和进一步完善仪控、电气设备的标准体系，但数字化控制方面是空白。
目前在核电仪控、电气设备方面除使用国内GB、GB/T、EJ、EJ/T、JB/T 等标准以外，还采用IEEE、IEC 和RCC-E 等系列标准。
（4）常规岛机械设备：我国在火力发电领域经历多年的发展，设计制造技术和标准建设都已经相当成熟，而且常规岛系统设备不涉及核安全分级，因此，在常规岛系统设备的设计、制造、运行、改造等活动中基本采用我国的国家标准、电力、机械等行业标准。
这些标准已能够满足600MW 等级常规岛设备的建造需要。
我国还没有掌握1000MW 等级以上的半转速汽轮发电机组的设计制造技术，也没有相应的国家和行业技术标准。
ASME核电站规范标准体系介绍
目 录
国际主要核电站规范标准体系 ASME规范标准体系 RCC-M规范体系
国际主要核电规范标准体系
ASME （ 美 国） RCC—M （ 法 国） KTA （ 德 国） ГОСТ（ 俄 国） CSA（加拿大） JIS （日本）
运行核电站 秦山一期：ASME 大亚湾： RCC—M 秦山二期： RCC—M 岭澳： RCC—M 秦山三期： ASME+加拿大标准 田湾核电站：ГОСТ 在建及已立项项目： 中国快中子实验堆：ГОСТ，ASME，RCC—M 秦山二期3、4号机组,岭东项目，辽宁红沿河，福建宁德等：RCC—M 山东海阳，浙江三门：美国ASME
第 Ⅲ 卷 核 动 力 装 置 设 备 NCA分 卷：第一册及第二册的总要求 第一册： NB分卷—一级设备 NC分卷—二级设备 ND分卷—三级设备 NE分卷—MC级设备 NF分卷—设备支承结构 NG分卷—堆芯支承结构 附 录 第二册：混凝土反应堆容器与安全壳规范 CB —混凝土反应堆容器 CC —混凝土安全壳 第三册：乏燃料运输容器
ASME规范标准体系结构
核动力装置高温设备（在规范案例中）: —N-47-21 高温使用的一级设备 —N-201-1 高温使用的堆芯设备 —N-253-2 高温使用的二三级设备 —N-48-1 高温设备的制造与安装 —N-49-3 高温设备的检验 —N-50-1 高温设备的试验 —N-51-2 高温设备的超压保护
ASME- Ⅲ NCA分卷
设计、使用和试验限值 设计限值：设计载荷的极限值； 使用限值：分4级 工况 载荷 载荷组合 基准工况 设计载荷 设计内压+管道反作用 力 正常和扰动工况 A级使用载荷 设计内压+管道反作用 力+OBE 正常和扰动工况 B级使用载荷 1.1设计内压+管道反作 用力+OBE 紧急工况 C级使用载荷 1.2设计内压+管道 反作用力 事故工况 D级使用载荷 1.2设计内压+管道 反作用力+SSE+管道破裂载荷
RCC—M与ASME针对核电强辐照区配套低合金钢埋弧焊焊接材料要求的对比分析
用要 求 。使用 Ｒ Ｃ Ｃ —Ｍ进行焊接相关设计时 ， 在 通 用
要求 的基 础 上 要 考 虑 特 殊 要 求 。对 于 低 合 金 钢 焊 丝／ 焊 剂组 ， 按Ｒ Ｃ Ｃ — Ｍ 规范 的要 求 ， 应根据 ￥ ５ ０ ０ ０章 进行
收， 还应 符合 Ｓ篇 中图 ￥ ２ ５ ０ ０ ． １的要求 ， 如图 １ 所 示 。Ｓ
《 填 充金 属采 购导则 》 ， 适用 于所有 焊 接材 料 ， Ｓ Ｆ Ａ ５ ． ２ ３ 为《 埋弧 焊用 低合 金 钢 焊 丝 和焊 剂标 准 》， 标 准 中有 多
种 焊材 型号供选 择 ， 在 型号 加字 母 “ Ｎ” 后缀 ， 表 示 应 用 于强辐 照 区焊 缝 。在 Ａ Ｓ ＭＥ规 范第 １ Ｉ Ｉ 卷中， 还有 对 核
中 图分 类号 ： Ｔ Ｇ ４ ０ ７
０ 序
言
Ａ Ｓ Ｍ Ｅ规范 中第 １ Ｉ Ｉ 卷 是 对 核 级设 备 的技 术 规 定 ， 第１ Ｉ 卷 Ｃ篇是 对焊接 材料 的要求 ， 第１ ｘ卷是对 焊 接评 定 的要求 。在 Ａ Ｓ ＭＥ规范 第 １ Ｉ 卷 Ｃ篇 中 ， Ｓ Ｆ Ａ ５ ． ０ １为
俘 掳 核电焊接专题
ＲＣ Ｃ Ｍ 与 ＡＳ ＭＥ针 对 核 电 强 辐 照 区配 套 低 合 金 钢 埋 弧 焊 焊 接 材 料 要 求 的 对 比 分 析
深圳 中广核 工程设 计有 限公 司 （ ５ １ ８ １ ２ ０ ） 黄腾 飞
摘要
邱 振生 匡艳 军
孙
广
Ｒ ｃ ｃ — Ｍ和 Ａ Ｓ ＭＥ Ｂ ＆ Ｐ Ｖ Ｃ是 目前核 电设备制造广泛应用 的规范 ， 其 中都包含对核 电焊接材料的特殊要
Ｒ ｃ ｃ — Ｍ规 范共 包括 五 卷 ， 第 一 卷 是核 岛设 备 ， 其
俄美核电阀门规范的技术要求差异
俄美核电阀门规范的技术要求差异本文对俄罗斯和美国核电阀门招聘网所采用的主要规范作简要介绍，并重点对俄2级阀门和ASME1级阀门的主要技术要求差异作对比论述，以研究、探讨两个规范系列在核电阀门级别上的等同性，同时分析俄、美两国规范体系对核级设备要求的异同，最后确定俄2级阀门与ASME1级阀门不能完全等同的结论。
关键字：阀门规范差异试验1 背景介绍田湾核电站采用俄罗斯V-428型压水堆核电机组设计，一期建设2座100万千瓦核电机组。
根据中、俄两国协议，田湾一期的主要设备都由俄罗斯设计、制造并供货，但数字化仪控设计和部分机械设备（稳压器安全阀、安全壳隔离阀、设冷水系统板式热交换器等）由俄罗斯提供设备技术规格书，业主组织进行第三国采购。
由于俄方提交的设备技术规格书中只采用俄罗斯的核电规范，且设备的级别为俄罗斯级别，而第三国供货商大都采用美国ASME规范或法国RCC-M规范，这样在第三国采购合同谈判中出现了设备级别的转化问题。
由于不同规范系列无法完全等同，经中、俄和第三国供货商阀门专家的共同商谈，决定按照设备执行功能转化成ASME或RCC-M相应规范级别，同时要求供货商遵照俄规范要求修订一些制造、检验要求，保证不低于俄规范要求，使合同得以签订。
但后来俄方又提出“俄2级阀门相当于ASME1级阀门”，并要求修改合同，最终业主经筛选将部分2级阀门升为1级。
对于俄方结论，以下问题仍需探讨：（1）俄2级阀门与ASME1级阀门是否确实完全相当；（2）俄、美两个规范体系在核电阀门的材料、设计、制造、安装、检验及试验方面的技术要求是否存在差异，存在哪些主要差异。
本文尝试将两个规范对核电阀门的技术要求进行对比，并考虑到俄罗斯1级、2级设备的规范技术要求几乎完全一样，以及俄核电站实际设计没有1级阀门，故选择针对俄2级阀门与ASME1级阀门的主要技术要求差异进行对比论述，希望为以上问题找到一个合理正确的答案和一些可以操作执行的建议，以期对未来与俄罗斯合作的核领域项目有所帮助。
核电蒸汽发生器锻件应用RCC_M标准与ASME标准取样方式的差异(1)
收稿日期：2011 —04 —21 作者简介：连占卫（ 1982 —） ， 男， 工程师， 主要从事核电锻件工艺 研究。
檷檷檷檷檷檷殟 44
综
述
核电蒸汽发生器锻件应用 RCC-M 标准与 ASME 标准取样方式的差异
连占卫
（ 天津重型装备工程研究有限公司 ， 天津 300457 ） M 及 ASME 标准中对核电蒸汽发生器主要锻件取样方式的要求 ， 摘要：总结了 RCC比较了两者的差异， 目 的是进一步理解两个标准有关核电蒸发器锻件取样的要求 ， 以便在生产中正确地使用标准 。 M； ASME； 取样 关键词：核电蒸汽发生器锻件 ； RCC+ 中图分类号：TG316． 1 93
冲击
与试验有关区域距圆柱表面的距离为 60 mm。 距其他 表面的距离小于 40 mm。 冲击试样缺口轴线与轧制表 面垂直。
9 ×4
落锤 补充冲击
在管嘴加强侧取样 ； 试样上与试验有关表面距淬火圆柱表面最小 60 mm， 距 其它淬火面最小 40 mm。
8 HTMP + SSRHT 12 横向
注： 横向： 指试样轴向垂直于锻件主加工方向 。
试验 项目 拉伸
表 2 椭球封头取样数量、 方向及位置 The ellipsoiol sealing head sampling，direction and location
取样方法 取样数量 （ 数量 × 位置） 2 ×4 2 ×2 试样状态 HTMP HTMP + SSRHT HTMP 9 ×2 3 ×2 HTMP + SSRHT 3 ×2 R ＊ ＊ R C ＊ ＊ ＊ ＊ 试样 方位 C C C 试环 1 X ＊ ＊ ＊ ＊ Y ＊ 试环 2 X ＊ ＊ ＊ ＊ Y ＊
ASME_RCC_M核电阀门疲劳分析的探讨
Sa = M AX ( S p1, S p2 )
Sa = M AX ( Sp1, S p2 ) / 2
∃ 疲劳使用系数的判定存在着差异, 两个规范 均要求疲劳使用系数 I t % 1 0 , 但是 I t 的值由哪几 个部分组成 , 两个规范有着很大的差别。 A S M E规 范中, I t = SUM (N r i /N i ) 。但在 RCC - M 规范中 , I t = I 1 + I2, 其中 I 1 是与启停循环有关的部分使用 系数, 规范中的公式是 I 1 = n /N a ( n 在规范中有取 值方法 , 但是规范中的描述很难在实际计算中转化 为数值 , 因此一般取 n = 20。公式中的 N a 是许用 循环次数 )。 I 2 在是指系统启停以外的工况相关的 部分使用系数, 计算 I2 的方法相当于 ASM E 规范 中计算 I t。所以, I 1 的值应该小于 0 01 。 从公式上分析 , RCC - M 规范中的疲劳使用 系数偏于保守 , ASM E 规 范的 I t 只是相当于 RCC - M 规范中的一部分。虽然在实际计算时并没有 太大的区别 , 因为其中的 I1 子项数值很小, 几乎 可以忽略不计, 不过两个标准确实存在着这样的差 异。 & 在计算疲劳使用系数时 , 两个标准也存在着 很大的差异。在筛选整理完疲劳工况以后 , 应先计 算每个工况引起的一次二次应力, 这里两个标准差 异不大 , 只是公式符号略有差异 (表 2) 。
2010年第 5 期
阀
门
∀
43 ∀
焊接 端不 同 接头 型 式 进行 分 析。 方案 一 是 按照 AS M E B 16 25- 2003 以最大角度 ( 30) 和 45)) 快 速过渡方 式 设计 的坡 口 ( 图 6 )。 方案 二是 按照 AS M E B 31 8- 2003 以小角度 ( 14) 和 5)) 缓慢过 渡和大圆弧过渡的方式设计坡口 (图 7) 。
RCCM和ASME比较
【附页1】RCC-M A5000、ASME NQA-1、HAF003质量保证大纲要求的概要比较@ ....................................................................................................................... 8
以一览表的方式将两个规范的条款作较详细的对照，以期客观地比较。
为避免漏项，我们以RCC-M为基线，列于比较表的左边，对应的ASME列于右边。同时，我们设置评述一栏，以最简单 的词语作评述。在质量保证专业的比较中，我们加入了HAF003及其相关的导则，目的是实用。
在上述核一级容器设备制造相关内容的范围内，并未尽数罗列全部规定，也非全文载入，仅摘录其中的核心或主题， 以反映规范的原意，所以在引用时，请仔细查阅原文。
0，RCCM与ASME结构对应关系 ..............................................................................................................................................................................................................1
按规范涉及的专业设置专题，在比较后，有个【比较后记/小结】。在此作者提出自己的观点与体会，不一定正确，仅 供读者开阔思路时参考。 02.4 参考
为准确列出比较项目，参考了中国核动力院为红沿河核电站编制的RPV、SG、PRZ设备规格书。
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Байду номын сангаас
ASME-III 与 RCC-M 比较 第一部分 总论与制造