法国RCC系列核电设计和建造规则概述模板
RCC-P介绍

TEN-李书周
运行工况和分析规则-7
事故分析假设及初始条件
设计基准事故按最保守假设分析计算:单一故障准则、 调节系统不利、换热保守、非安全相关设备不可用; 超设计基准事故按最乐观假设分析计算:不考虑单一故 障准则、调节系统正常、可以用非安全相关设备、热工 水力计算不考虑裕量;
初始条件:设计基准事故,102%、+2.2°C、-2.1Bar; 超设计基准事故,100%
各厂房的总体布置及标高
跟实际的厂房布置图一致
TEN-李书周
核电站总体设计和布置原则-2
外部灾害的防护总则
自然灾害、人类活动灾害、汽机飞射物 外部灾害时保证三大安全功能
自然灾害
地震:历史上出现的最大地震加上1标准烈度的安全裕度。 标准900MW机组以安全停堆地震(SSE)值为基准,烈度为M.S.K VIII;
功能
设计准则(单一故障准则、分级、灾害防护…) 试验及运行监测
TEN-李书周
基本系统的总体设计-2
专设安全设施
辅助系统 电气系统 定义(构成) 功能
设计准则(单一故障准则、分级、灾害防护…)
试验1
布置规则
符合功能要求 符合安全要求 符合法规要求 管道破裂或裂纹 FSAR 3.6
1I、1A、1F
TEN-李书周
运行工况和分析规则-5
设备运行工况
正常工况、扰动工况、稀有工况、事故工况 每种设计工况对应一组由机械作用、热影响、环境条件 所引起的载荷 机械设备的应力分析 设备质量鉴定:老化-抗震-辐照-事故环境
s1000总述rccm中文版法国民用核电标准

S1000 总述S1100概述S 1 1 1 0预先验证,评定和验收在采用某种焊接工艺时.首先应进行下述验证、评定和验收试验:——材料焊接性能的预先验证(见S1200)——焊接填充材料的批量验收试验(见S2000)——焊接工艺评定(见S3000)——针对采用某种焊接工艺的焊工和焊接操作工的考核(见S4000)——根据S5000 对焊接填充材料的评定(见S5000)——焊接车间的评定(见S6000)在本卷各章中规定的各种评定之间的主要关系概述如下:——只有根据S5000 的规定,建立焊接填充材料工艺评定数据卡片后,才能对焊接填充材料进行批量验收。
该工艺评定数据卡片规定了材料的批量范围及其使用条件。
——应根据S3143 的规定,对焊接工艺评定时所使用的焊接填充材料的任何批量进行验收。
——已经通过焊接工艺的评定试验的焊工或焊接操作工有资格在S4000 章规定的范围内使用该种工艺。
其它焊工或焊接操作工如果通过符合S4000 规定的考核试验,则可以使用该种焊接工艺。
——焊接工艺评定可免去使用过的焊接填充材料在S51 31 .3规定的标准试件上的试验。
工艺评定报告可用来代替S5143 规定的焊接工艺评定记录。
如果涉及焊接填充材料评定有效范围的有关章节(S3215、S3315、S3415、S3615、S3815)的条件得到满足时,焊接填充材料的牌号或制造条件的改变不会影响焊接工艺的评定。
否则必须按S5000 的规定重新进行焊接填充材料的评定。
——焊接工艺评定应在使用过这个工艺的车间内进行,但在满足S6000 规定的条件下,允许从一个车间转移到另一个车间或现场。
――S5000规定的焊接填充材料评定后要求的标准试件的试验应在根据S6000评定过的制造车间内进行,所用的焊接填充材料应按S2000的规定验收。
注:在碳钢低合金钢或合金钢表面上熔敷耐磨层,在S8000 章中作为专题讨论。
S1120焊接数据包每个焊接数据包对应一个设备。
(完整版)RCCEA

核岛电气设备设计和建造规则RCC-E核工业第二研究设计院2002年10月出版出版说明本书按照2002年10月出版的“核岛电气设备设计和建造规则”(RCC-E)法文稿翻译。
2002年10月版RCC-E相对于1993年1月版RCC-E作了全面修订。
本书A卷、B卷、C 5000和D 1000、D 2000由耿文行翻译,C 1000、C 2000由王淑纯翻译,C 3000、C 4000以及D 3000至D 7000由冯婉兰翻译,E卷和MC卷由凌存仁翻译。
全文由耿文行、凌存仁负责校审。
鉴于时间仓促,水平有限,不妥之处,请予指正。
核工业第二研究设计院2004年12月前言法国电力公司、法马通公司(Framatome)和诺瓦通公司(Novatome)于1980年10月19日组成了法国核岛设备设计和建造规则协会(AFCEN)。
AFCEN的主要目标是:——编制核电站核岛设备设计、制造、安装及运行用的明确而实用的规则;——根据获得的经验、技术进步和法规演变来修改这些规则;——出版这些规则或其修改的文本。
AFCEN出版的核岛电气设备设计和建造规则(RCC-E)针对那些发生故障可能对人身安全产生后果或对电站可用性产生显著影响的硬件或软件。
本规则可在客户与供货商之间的合同关系中使用。
RCC-E并不对所有的电气设备作同样详细的论述,在很多情况下,适用于这些设备的标准实际上已足够完整。
本文件组成AFCEN出版的RCC-E第4版(2002年10月)。
注:AFCEN不对它出版的文本和报告以及它所表达的意见的应用负责任。
使用说明1.范围本说明的目的在于叙述各个RCC-E出版物及其在合同中的引用。
两种主要类型的角色使用和遵守RCC-E的要求:负责核设施设计的工程公司以及实现产品(硬件或软件)的制造商—供货商。
本说明对所有角色公用的RCC-E各章以及工程特有的章节作了明确的阐述。
2.RCC-E出版物的类型RCC-E产生下述文件:——RCC-E版本(1981年2月版,1984年7月版,1993年1月版,2002年10月版);——修改单;——一个给定版本的修改汇编。
RCC-M规范简介

第3类工况为紧急工况,是指设备在稀有事件情 况下才可能经受但必须予以考虑的工况。一般从技术 上来说,对于组成反应堆一次侧主系统的承压容器经 受的第3类工况在核电厂的整个寿期内应不多于20 次。一般一个事件发生的频率为5次。 第4类工况为事故工况,是指发生概率极低、但 其后果对设备安全性的影响必须予以研究的工况。在 这类工况中不必考虑概率过低以至于实际上不可信的 那些状态。一般一个事故在寿期中只假定1次。 试验工况为水压试验工况,在寿期内有15次左 右。
正常工况
O级准则
紧急工况
小破口等
C级准则
事故工况
大破口 SSE地震
D级准则
注:这里所说的工况均是指反应堆冷却剂系统的运行工况。
工况和载荷组合表
工 况 设计工况 正常工况 异常工况 紧急工况 事故工况 试验工况 载 荷 指正常运行工况 中最苛刻的一种 工况 正常运行工况 正常运行故障 小破口等 大破口 SSE地震 水压试验 载荷组合 持续载荷(正常内压+自重 +接管载荷)的最大值 正常内压+自重+接管载荷 正常内压+瞬态载荷的增量 +自重+接管载荷+OBE 正常内压+紧急载荷的增量 +自重+接管载荷 正常内压+大管破裂 (LOCA或MSLB)载荷+ 自重+接管载荷+SSE 水压试验内压 应力 限制(值) A级准则 O 级准则 B级准则 C级准则 D级准则 试验
第Ⅰ卷每一篇均以一个字母为代号: ● A篇汇集了应用本设计建造规则的通用要求; ● B、C、D、E、G、H和J篇分别适用于: 不同等级设备 B、C和D篇分别适用于容器(包括热交换 器)、泵、阀门(不包括驱动机构)和管 道等的1、2和3级设备。 特殊设备 G篇,适用于堆内构件
特定类别的设备(所有等级)
小型设备 RCC-M将下述2、3级承压设备规定为“小型 设备”: -- 容积为≤100升的容器; -- 每侧容量≤100升的热交换器; -- 驱动功率≤160kW的泵; -- 管道,特别是用于电动泵机组的管道; -- 第一道关闭阀下游侧的仪表管线。
05RCCM简介20091029

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概述
• RCC-M由法国核岛设备设计建造规则协会(AFCEN)以规范形 式颁布的法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则,是压 水堆核岛设计和建造规则(RCC)整体中的一部分,主要 用于安全级设备。
• RCC-M中所采用的设计规则借鉴了“ASME锅炉及压力容器 规范”第三卷核动力装置设备(NB、NC、ND、NF、NG)各 篇的有关内容,同时吸收了法国在工业发展实践中所取得 的成果。
RCC-M的结构
B、C、D、E、G、H和J篇总的编排结构都一样,其中: ― 1000 章规定了适用范围 ; ― 2000 章详细说明设备制造用的零件和制品; ― 3000 章规定了设备的设计规则; ― 4000 章规定了制造和检验的规则; ― 5000 章对相应设备特有项目做出规定: • 承压设备和贮罐的试验; • 标准支撑件的合格鉴定; • 小型设备中泵的鉴定等。
RCC-M第A4100节要求这些设备 必须采用RCC-M。对于某项具 体工程来说,RCC-M实际的适 用范围,由主承包商和承包商
在与供货商或制造商的合同中 列出具体的设备清单。
• 管道。
— 其它设备 • 堆内构件; • 承压设备和贮罐的支撑件;
对于依据RCC-M制造的设备, 主承包商和承包商等在发出的 订单中必须明确应用 RCC-M规 则,必要时在定购单附属的文
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RCC-M的结构
• 第 I 卷的各篇在需要之处明确引用了第II卷到第V卷所包 含的规则和技术条文,实际上,第I卷是整个RCC-M的索 引和指南。
• 第 I 卷的Z篇汇集了一些技术性附录。规定的表示方法是: 用罗马数字编号的附录是强制性的(如ZI,ZII…),用英文 字母编号的附录则是非强制性的(如ZA,ZB…)。
法国核电标准RCCE MC

MC卷检查和试验方法198MC 1000 概述MC 1100 前言本卷阐述电气设备在其制造过程中和制造之后适用的检查和试验方法。
MC 1200 目的和适用范围。
MC 1300 检查的一般规定。
MC 2000 目视检查和机械检查。
MC 3000 电气检查。
MC 4000 设备性能检验的一般规定。
MC 5000 筛选。
MC 1200 目的和适用范围本卷是检查和试验规则的汇编。
在RCC-E的其它章节或设备规格书中可引用本卷的规则。
MC 1300 检查的一般规定MC 1311 概述作为定量规格书的每一个变量都有一个或几个允许的极限值。
这些极限值适用于该变量的实际值。
这样,确定被测值的可接受范围时就需考虑测量的不确定性,如下图所示:确定性范围确定性199MC 1312 测量设备监查测量设备的使用、检查和校准应符合质量体系的规定,质量体系应按照标准NF EN ISO 9001或NF EN ISO 9002(A 5000)编制。
MC 1320 设备的抽样按照标准NF X06-021,ISO 2859-O和ISO 3951的规定进行抽样。
阐述抽样条件的文件特别要明确说明:——被检查产品的批号;——缺陷分类准则(关键的、重大的和较轻的);——抽样计划(可接受的质量水平NQA,检查水平);——产品不合格的准则;——不合格产品的处理规则,规则至少规定:●或是,整批产品报废;●或是,就导致不合格的缺陷对该批产品作100%的检查。
对单独批量产品进行检查的有关抽样规则与“工厂”验收要求的批量产品的规则相同,它们以允许质量水平(NQT)为基础,与此相关的是,顾客有10%的风险,允许质量水平(NQT)在设备规格书中规定。
MC 1330 试验的正常环境条件除非另有规定,检查和试验的正常大气条件取标准NF EN 60068-1 第53.1节规定的条件:——温度(*):15℃~35℃;——相对湿度(*):25%~75%;——大气压力(*):86KPa~106KPa(*)极限值包括在内。
RCC-M规范MC篇-UT

MC2000 超声波检验
MC2600 全焊透焊缝超声波检验
-适用于厚度≥10mm焊件的全焊透对接焊缝和角焊缝的超 声波检验 -表面粗糙度Ra不超过6.3μm -对接焊缝 --厚度大于50mm的焊缝,应用适当的机加工方法将可接 近的内外表面削平。 --厚度≤50mm的对接焊缝,由于可达性原因只能从一个 表面对焊缝进行直接检验的地方,则这一表面的焊缝,应 削平到此表面。 - 如果被检验件的可达性和几何形状允许,扫查方式应保证 整个被检区域都能受到检验。检验如图MC2634.1.a.1所 示,沿14个方向(12个方向用横波波束、2个方向用纵波 波束)检验被检件的每个检验点。
第Ⅰ卷每一篇均以一个字母为代号: ● A篇汇集了应用本设计建造规则的通用要求; ● B、C、D、E、G、H和J篇分别适用于: 不同等级设备 B、C和D篇分别适用于容器(包括热交换 器)、泵、阀门(不包括驱动机构)和管 道等的1、2和3级设备。 特殊设备 G篇,适用于堆内构件
特定类别的设备(所有等级)
MC2000 超声波检验
- 采用横波,应按下图所示,沿符合注1的两个表面用1至12 个方向扫查。 当一个表面和(或)焊缝的一侧不可达时,沿此表面或焊缝 这一侧的检验,应代之以沿可达表面和(或)焊缝一侧的一 次反射法(底面回波)检验。对此,如可能,在所要求的 12 个方向,都用一次反射法进行检验(见注3)。 -折射角应在35°~70°之间 -两个折射角的标称值原则上至少相差15° -对于用不锈钢或高镍合金堆焊的部件,不再要求沿上述12 个方向进行检验。在可能的范围内,检验应包括: 一一从没有堆焊层的表面,沿方向1~4、9~10检验; 属于原先所用探头的盲区的区域的补充检验应采用浅盲区 探头沿1、3、9、10方向进行。折射角至少应等于初次检 验时所用的最大折射角。
法国RCC-M规范简介(修改)

法国RCC-M规范简介一.RCC-M规范的前言1980年10月19日,(法国)EDF、FRAMATOME和NOV ATOME成立了法国核岛设备设计和建造规则协会(简称AFCEN)。
AFCEN的主要任务是:●为电站核岛设备的设计、建造、安装和调试制定详细而实用的规则。
●根据经验、技术进展和管制要求的变化对规则进行修订。
●对这套规则及其后续版本进行颁布。
AFCEN以规范形式颁布的法国PWR核岛机械设备的设计和建造规则主要适用于具有安全级的设备。
该规范用作买方和供方合同关系的基础,在这种情况下(合同)应附以使用RCC-M规范的设备的清单。
RCC-M规范中给出的设计规则最初是基于(美国)ASME锅炉和压力容器规范第Ⅲ卷——核电站设备的NB、NC、ND、NG和NF分卷,但也包含了法国的工业实践,这些实践来自法国研发工作的成果。
RCC-M规范中的制造和检验规定则反映了法国核工业本身在核和非核方面的经验和实践。
二.RCC-M规范的结构RCC-M规范共分五卷,它们是:第Ⅰ卷——核岛机械部件(设计/建造)第Ⅱ卷——材料第Ⅲ卷——检验方法第Ⅳ卷——焊接第Ⅴ卷——制造RCC-M规范第Ⅰ卷中又分为下列分卷:分卷A——总则分卷B——1级部件分卷C——2级部件分卷D——3级部件分卷E——小部件分卷G——堆芯支撑结构分卷H——支架分卷J——低压或大气压力储罐分卷Z——技术性附录三.RCC-M规范第Ⅰ卷——核岛机械部件(设计/建造)1.分卷A——总则分卷A的要点简介如下:1)RCC-M规范是一部适用于PWR电站核岛机械部件(主要是安全相关部件)设计和建造的规范,它是核电站设计和建造规范之一。
此外,还有:●RCC-C——PWR电站燃料组件设计和建造规范●RCC-E——核岛电气设备设计建造规范●RCC-G——90万千瓦PWR电站土建工程的设计和建造规范●RCC-I——PWR电站防火设施的设计和建造规范●RCC-P——90万千瓦压水堆电站系统设计和建造规范2)RCC-M规范借用了一些法国国内和其它国家及组织的规范和标准,并在A1300中给出了它们的代码和颁布日期。
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• US NRC R.G. 1.168, Verification, Reviews and Audits for Digital Computer Software Used in Safety Systems of Nuclear Power Plants, Rev.1,1997.《核电厂安全系统数字化计算机软件的 验证、审核和监查》 • US NRC R.G. 1.169, Configuration Management Plans for Digital Computer Software Used in Safety Systems of Nuclear power Plants, Rev.1,1997.
• 关于工业标准的说明 –工业标准由从事各种技术领域工作的专门组织 制订,虽然监管机构可以派代表参加制订工作, 但这项工作一般不受监管机构支配。 –工业标准高度详细地描述技术解决方案、产品 和服务。 –工业标准也可以由具体的营运者及其供应商制 订。核设施营运者和设计者所要采用的工业标 准要由监管机构批准或许可。
---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------2009年12月 法国RCC系列核电设计和建造规则概述 5
1. IAEA的法规导则
• IAEA-GS-G-1.4 “在核设施监管过程中使用的 文件”(2002年)的说明中指出了核设施监 管机构在核安全监管过程中使用的文件类别 : – 法律框架; – 条例和导则系统; – 工业标准; – 营运单位编写的文件; – 监管机构的内部指导文件和程序。
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法国RCC系列核电 设计和建造规则概述
---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------2009年12月 法国RCC系列核电设计和建造规则概述 1
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• RFS和RCC的编制情况
– 法国核安全当局原计划发布的 RFS 包括 5 卷 16 章共 80~90 节,但实际完成的只有很少一 部分。原因是法国核安全当局制定基本安全 规则( RFS)与法国工业界起草和编制 RCC 规则同时进行。到1986年,RCC系列全部完 成,但这时RFS 只完成了很少一部分,而且 认为没有必要再继续编制下去。
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3. 法国RCC系列核电设计和建造规则
• 法国核安全法规体系有三个组成部分 – 由法国工业部发布的政府法令、条例规定 ; – 由法国核安全当局发布的基本规则(RFS); – 由核工业界编制的核电站核岛设计和建造规则 (RCC)
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• 美国NRC发布的技术文件,例如,NUREG文件,
NUREG/CR文件等 – NUREG文件,是由NRC发布的技术文件。例如, NUREG-0800, 核电厂安全分析报告的标准审查大 纲,《Standard Review Plan for the Review of
Safety Analysis Reports for Nuclear Power
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Plants》。这是NRC审查核电站初步/最终安全分析 报告的参考文件。
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• 管理导则
– 美国NRC发布了很多管理导则(Regulatory Guides),而且不断更新。有关设计的导则有几十份之 多。 – 以核电站数字化仪控系统的设计要求为例,就有8份导 则,例如:
• US NRC R.G. 1.152, Criteria for Digital Computer in Safety Systems of Nuclear power Plants, Rev.1,1996.《核电站安全系统数字化计算 机准则》
• 美国有关核电站设计的工业规范,有ASME、ANSI/ASN、 ASTM、IEEE等。
– ASME规范,由美国机械工程师协会制定;
– ANSI/ASN规范,由美国国家标准学会/美国核学会制 定;
– ASTM,由美国材料与试验学会制定;
– IEEE,由美国电气和电子工程师协会制定。 • 美国的上述法规、导则和工业标准构成了完整的核电厂标 准体系,它适用于所有的反应堆类型(或者按压水堆或沸 水堆区分)。
目
1. IAEA的法规导则
录
2. 美国核电站设计的法规、导则、标准
3. 法国RCC系列核电设计和建造规则
4. 我国核电站设计的安全规定和导则
5. “二代加”核电站的审评原则 6. EPR的设计和建造规则
---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------2009年12月 法国RCC系列核电设计和建造规则概述
– 在 法 国 核 电 工 业 界 方 面 , 1980 年 由 法 国 电 力 公 司 ( EDF )、法马通公司( Framatome )和诺瓦通公司 (Norwatome)发起组建了法国核电站设备设计和制造 协会(AFCEN)。为实现核电站标准化和本地化,该协 会着手编制压水堆核电站核岛设计和建造规则( RCC规 则)。 – 在 RCC规则编制过程中,与法国核安全当局多次讨论, 征求并采纳了核安全局的意见,最后得到了核安全当局 的认可,所以,这些规则(实际上是法国的核电工业标 准)也成为法国核安全法规体系的一部分,也是具有强 制性的文件。
• US NRC R.G. 1.172, Stions for Digital Computer Software Used in Safety Systems of Nuclear power Plants, Rev.1,1997.