ASME第3卷 核动力装置设备 简介解析
ASME核规范简介
ASME核规范简介ASME核规范简介1、ASME规范的发展历史在19世纪蒸汽机发明引起⼯业⾰命，⼤量蒸汽压⼒锅炉制造和应⽤，特别应⽤在机车、轮船和⼯⼚中。
在美国发⽣锅炉爆炸事故，造成⼈员死亡，机组破坏。
1865年4⽉27⽇在密西西⽐河上的Sultana号轮船发⽣⽕管锅炉爆炸，1500名乘客死亡，船起⽕沉没。
1894年10⽉11⽇，在宾⼣法尼亚州的Shamokin⼀座煤矿中36座⽕管锅炉中有27台发⽣连锁反应⽽爆炸。
1906年12⽉6⽇马萨诸塞州的Lynn市另⼀家制鞋⼚同样发⽣类似事故。
为此，马州和俄州相继在1907年8⽉30⽇和1911年10⽉24⽇通过锅炉的设计和建造规程。
1911年，ASME主席E·D·Meier上校⾸先发起成⽴⼀个“锅炉与压⼒容器委员会”，着⼿制订各州能接受的“锅炉与压⼒容器设计规程”。
1915年2⽉13⽇颁布第⼀部ASME规范《固定式锅炉建造规程和许⽤⼯作压⼒》（1914年版），由ASME锅炉规范委员会执⾏。
以后⼜增加了其它卷，陆续合并和删去⼀些卷。
ASME锅炉和压⼒容器委员会相继成⽴⼀系列分委员会。
ASME锅炉和压⼒容器规范每隔3年讨论、修改和出版。
ASME核动⼒分委员会成⽴于1961年，核动⼒装置规范1963年第⼀版。
2、ASME规范内容简介第I卷动⼒锅炉建造规则（1915年第⼀版）第II卷材料（1924年第⼀版）A篇－－铁基材料标准B篇－－⾮铁基材料标准C篇－－焊条、焊丝及填充⾦属材料标准D篇－－特性第Ⅲ卷核动⼒装置（1963年第1版）NCA分卷第⼀册及第⼆册总要求第⼀册（1971年第⼀版）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－设备⽀承件 NG分卷－堆芯⽀承件NH分卷－⾼温1级设备第⼆册（1975年第⼀版）混凝⼟反应堆容器与安全壳规范第三册（1995年第⼀版）废燃料和⾼放射性材料与废料的贮存和运输包装⽤安全容器系统第Ⅴ卷⽆损检验（1971年第⼀版）第Ⅺ卷核动⼒装置设备在役检验规则（1970年第⼀版）第Ⅲ卷核动⼒装置规范主要内容每个分卷内容包括：1000引⾔2000材料－材料和焊接材料的技术条件、试验、检验、质保等要求3000设计－容器、泵壳、管道、阀门等设计、分析要求4000制造和安装－装配、焊接、热处理、机械接头等要求5000检验－焊缝检验和验收标准及最终检验要求6000试验－压⼒试验要求7000超压保护－超压保护装置要求8000铭牌、打印及记录附录包括规定性与⾮规定性附录第Ⅱ卷材料篇内容包括材料的技术条件第Ⅲ卷中材料许⽤应⼒、材料性能表第Ⅴ卷⽆损检验内容包括材料、焊缝的⽆损检验⽅法、要求与验收条件第Ⅺ卷核动⼒装置设备在役检验规程内容包括1、2、3级设备与⽀承、构筑物等在役检验、范围和⽅法检查计划（寿期内的检查间隔）缺陷的验收准则纠正措施－修理、更换与分析ASME核电⼚运⾏和维修(OM)规范简述ASME核电⼚运⾏和维修规范发展历史ASME核电⼚运⾏和维修委员会成⽴于1975年。
美国核安全法规介绍
美国核安全法规介绍美国核安全法规介绍⼀、美国核电法规体系的五个层次：⼆、美国核电法规和标准简介2.1 原⼦能法（第⼀层次）原⼦能法，美国国会参众两院于1954年批准并公布，共有303条，分成20章。
原⼦能法是美国对原⼦能的和平利⽤和军事⽤途管理的根本依据。
2.2 联邦法规（第⼆层次）联邦法规，美国联邦法规由美国核管理委员会（NRC）发布；第10部分是“能源”，它规定了和平利⽤原⼦能通⽤的和特殊的原则和准则，它在美国具有法律效⼒。
第10部分“能源”与核电⼚设计有关的部分主要有：10CFR20 放射性防护10CFR70 特殊核材料10CFR50 ⽣产和应⽤设施的执照发放10CFR71 放射性材料的运输和包装10CFR55 运⾏者执照10CFR100 反应堆选址准则10CFR50“⽣产和应⽤设施的执照发放”的附录（15个）10CFR50附录A 《核电⼚的⼀般设计准则》10CFR50附录B 《核电⼚和燃料后处理⼚质量保证准则》10CFR50附录C 《核设施建造许可证申请者为财务审定所需的财务数据和相关资料导则》10CFR50附录E 《⽣产和应⽤设施的应急计划和准备》10CFR50附录F 《燃料后处理⼚和有关废物管理的⼚址选择政策》10CFR50附录G 《断裂韧性要求》10CFR50附录H 《反应堆容器材料监督⼤纲要求》10CFR50附录I 《轻⽔冷却动⼒堆排出流中放射性物质满⾜“合理可⾏尽量低”原则的设计⽬标和限制条件的数值导则》10CFR50附录J 《⽔冷动⼒堆的⼀次安全壳的泄漏试验》10CFR50附录K 《⽔冷堆堆芯应急冷却系统的评价模型》10CFR50附录M 《核电⼚设计标准化：核动⼒堆的制造；获取制造许可证的核动⼒堆的建造和运⾏》10CFR50附录N 《核电⼚设计标准化：许可证在多个⼚址建造和运⾏重复设计的核动⼒堆》10CFR50附录O 《核电⼚设计标准化：对进⾏标准化设计的⼈员审查》10CFR50附录Q 《关于⼚址合适性问题预申请的早期审查》10CFR50附录R 《1979年1⽉1⽇前运⾏的核动⼒装置的防⽕⼤纲》2.3 美国核管理委员会的管理导则（第三层次）美国核管理委员会的管理导则，美国核管理委员会制定了⼀整套的管理导则（RG）它提供了符合法规要求的指导和可⾏的解决办法。
美国核安全法规介绍
美国核安全法规介绍一、美国核电法规体系的五个层次：二、美国核电法规和标准简介2.1 原子能法（第一层次）原子能法，美国国会参众两院于1954年批准并公布，共有303条，分成20章。
原子能法是美国对原子能的和平利用和军事用途管理的根本依据。
2.2 联邦法规（第二层次）联邦法规，美国联邦法规由美国核管理委员会（NRC）发布；第10部分是“能源”，它规定了和平利用原子能通用的和特殊的原则和准则，它在美国具有法律效力。
第10部分“能源”与核电厂设计有关的部分主要有：10CFR50“生产和应用设施的执照发放”的附录（15个）2.3 美国核管理委员会的管理导则（第三层次）美国核管理委员会的管理导则，美国核管理委员会制定了一整套的管理导则（RG）它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法。
按照不同内容，将这些导则分为10个部分，涉及核电厂的内容编为第一部分，即RG.1。
如：RG.1.28《质量保证大纲要求（设计和建造）》；RG.1.38《轻水堆核电厂各物项的包装、运输、接受、贮存和装卸的质量保证要求》；RG.1.64《核电厂设计的质量保证要求》；RG.1.70《核电厂安全分析报告的标准格式和内容》等。
管理导则的其它部分为研究和试验反应堆、核燃料和物料设备、环境和厂址以及职业保健等。
2.4 美国核管理委员会的技术文件（NUREG）（第四层次）▲NUREG文件：美国核管理委员会下设的反应堆管理局负责编制的技术文件；▲NUREG/CR文件：委托各种研究机构完成的技术文件。
NUREG文件和NUREG/CR文件属于建议性的参考文件；有时NUREG文件与R.G具有同样的作用：如“NUREG-0800”是《核电厂安全分析报告的标准审查大纲》，这是NRC 对申请者按照“R.G.1.70”《核电厂安全分析报告的标准格式和内容》要求编写的“初步/最终安全分析报告”进行审查的指导性文件。
我国的国家核安全局也是参照该技术文件审查核电站的安全分析报告。
规范编制论文之一-ASME第III卷
规范编制论文之一：ASME 锅炉与压力容器规范第III卷《核设施部件建造规则》的论述[美] L. J. Chockie*1. 前言美国机械工程师学会颁布并出版锅炉规范已一个多世纪了。
最初，该规范只包括“铆接蒸汽锅炉的制造和试验”一个方面的内容，作为安全使用蒸汽发动机的规则。
但现在已涉及许多受压部件，包括核电部件的制造和在役检查。
ASME规范分为若干卷，第I卷是焊接制造的直接火锅炉；第VIII卷是压力容器；第III卷是核设施部件的建造规则，其中第1册是有关核动力装置中金属部件的建造规则，第2册是混凝土反应堆容器和安全壳的建造规则。
第III卷的第一版于1963年发行，仅作为核反应堆压力容器的建造规则。
该卷的前身是蒸汽动力机车规则，当铁路机车经过从蒸汽机车到内燃机车的重大变革之后，锅炉规范委员会才将蒸汽机车规则并入规范的其它卷中，而将第III卷改为核容器的规则。
本章简要介绍ASME锅炉与压力容器规范第III卷的发展历史，比较详细地介绍建造核动力装置部件的基本设计原理和设计安全系数。
“核电厂部件在役检查规则”的基本要求是设计与建造部件时，应采用相同的安全系数，并且要求在部件的整个使用寿命期间保持安全系数不变。
2. 规范、标准、资格认可和确认众所周知，“规范”、“标准”、“资格认可”和“确认”等词，对不同的使用场合成或不同的使用人员具有不同的含义。
为便于理解这几个词在ASME锅炉与压力容器规范中的含义，对上述词作如下定义。
2.1 规范“规范”在锅炉规范中的定义是：“一组管理与技术方面（包括部件的各种材料、设计、制作、安装、检测和运行）的规程及标准的组合，由法定主管部门以法律形式正式采纳”。
换言之，规范仅是对某个专题进行系统地阐述或有关标准或条例的汇集，并具有法定的约束力。
特别要注意的是，ASME锅炉规范大多数都是具有法律性的强制规定。
2.2 标准“标准”是一项社会公用的技术要求或其它形式的文件，它是在综合科学、技术和经验的基础上，由各有关方面共同合作并取得一致意见后制定的。
ASME标准简介
ASME标准条款详尽，对锅炉和压力容器材料、设计、制造、 标准条款详尽，对锅炉和压力容器材料、设计、制造、 标准条款详尽 检验、使用等各个方面都作出了详细的规定。 检验、使用等各个方面都作出了详细的规定。 举例： 举例： •中国标准 中国标准GB150——1998《钢制压力容器》10.4 对压力 中国标准 《钢制压力容器》 容器的焊后热处理作出了规定，只有一页，并且未对保温 容器的焊后热处理作出了规定，只有一页， 温度、保温时间这两个最重要的参数作出规定，制造厂只 温度、保温时间这两个最重要的参数作出规定， 能参照其它标准和实践经验选择这两个参数，对同一台容 能参照其它标准和实践经验选择这两个参数， 器，不同的制造厂制定的热处理工艺可能相差很大； 不同的制造厂制定的热处理工艺可能相差很大； •ASME第Ⅷ卷Div.I按材料的 P No.对压力容器的焊后热处 第 按材料的 对压力容器的焊后热处 理作出了详细的规定（包括各种参数）（ 理作出了详细的规定（包括各种参数）（UW-40，UCS）（ ， 56），共有8页，不必参照其它标准来制定工艺。 ），共有 页 不必参照其它标准来制定工艺。 ），共原因 取 证的原因
2.国内企业竞争的需要 国内企业竞争的需要
①.同行业之间的竞争 同行业之间的竞争 中石油（ 中石油（PETROL CHINA）与中石化（SINOPEC） ）与中石化（ ） 两大集团1997年重组，在国外积极向外扩张（大都不 年重组， 两大集团 年重组 在国外积极向外扩张（ 成功），在国内互相渗透、互相竞争， ），在国内互相渗透 成功），在国内互相渗透、互相竞争，其下属的施工 企业更是如此； 企业更是如此； 向外扩张需要ASME证——通行证； 通行证； 向外扩张需要 证 通行证 国内竞争也需要ASME证； 国内竞争也需要 证 如大乙烯、大炼油项目，约旦项目，伊朗项目。 如大乙烯、大炼油项目，约旦项目，伊朗项目。 ②.与其它行业之间的竞争 与其它行业之间的竞争
核电厂设备安全分级（二篇）
核电厂设备安全分级核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。
这种安全功能分级称为摪踩燃。
划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。
这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。
安全功能及分析方法核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。
为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；为停堆后从堆芯导出余热提供手段；在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在xx年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。
主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。
为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。
确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。
这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。
此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。
大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。
安全分级安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
美国核安全法规
美国核安全法规标准介绍一、美国核电法规体系的五个层次：二、美国核电法规和标准简介2.1 原子能法（第一层次）（放射性污染防治法）原子能法，美国国会参众两院于1954年批准并公布，共有303条，分成20章。
原子能法是美国对原子能的和平利用和军事用途管理的根本依据。
2.2 联邦法规（第二层次）（HAF）联邦法规，美国联邦法规由美国核管理委员会（NRC）发布；第10部分是“能源”，它规定了和平利用原子能通用的和特殊的原则和准则，它在美国具有法律效力。
第10部分“能源”与核电厂设计有关的部分主要有：10CFR50“生产和应用设施的执照发放”的附录（15个）2.3 美国核管理委员会的管理导则（第三层次）（HAD）美国核管理委员会的管理导则，美国核管理委员会制定了一整套的管理导则（RG）它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法。
按照不同内容，将这些导则分为10个部分，涉及核电厂的内容编为第一部分，即RG.1。
如：RG.1.28《质量保证大纲要求（设计和建造）》；RG.1.38《轻水堆核电厂各物项的包装、运输、接受、贮存和装卸的质量保证要求》；RG.1.64《核电厂设计的质量保证要求》；RG.1.70《核电厂安全分析报告的标准格式和内容》等。
管理导则的其它部分为研究和试验反应堆、核燃料和物料设备、环境和厂址以及职业保健等。
2.4 美国核管理委员会的技术文件（NUREG）（第四层次）（HAF·J）▲NUREG文件：美国核管理委员会下设的反应堆管理局负责编制的技术文件；▲NUREG/CR文件：委托各种研究机构完成的技术文件。
NUREG文件和NUREG/CR文件属于建议性的参考文件；有时NUREG文件与R.G具有同样的作用：如“NUREG-0800”是《核电厂安全分析报告的标准审查大纲》，这是NRC 对申请者按照“R.G.1.70”《核电厂安全分析报告的标准格式和内容》要求编写的“初步/最终安全分析报告”进行审查的指导性文件。
核级设备设计制造规范ASME介绍
中广核工程公司质保人员培训教材课程5核级设备设计制造规范ASME介绍主讲：刘振岭中广核工程公司中广核苏州热工研究院2005年4月一. ASME核电标准规范体系1．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）国内核电项目工程的规范标准：2. ASME规范标准体系结构2.1 ASME规范体系结构ASME（Amer ican S oci ety o f Mechanic s Engineer）1914年锅炉规范1925 年压力容器规范1983 年……规范，共十一卷1998版第三卷增加了第三册，设计上许用应力有改变。
2002版第Ⅰ卷动力锅炉第Ⅱ卷材料技术条件A 篇—钢铁材料B 篇—有色金属材料C 篇—焊条、焊丝及填充金属第Ⅲ卷核动力装置设备NCA分卷：第一册第二册的总的要求第一册：—NB分卷—一级设备第一册：—NC分卷—二级设备第一册：—ND分卷—三级设备第一册：—NE分卷—MC级设备第一册：—NF分卷—设备支承结构第一册：—NG分卷—堆芯支承结构第一册：—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:—乏燃料运输容器核设备规范案例：●核动力装置设备：—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●混凝土反应堆容器和安全壳●核反应堆冷却剂系统的在役检查●材料的技术条件第Ⅳ卷采暖锅炉第Ⅴ卷无损检验第Ⅵ卷采暖锅炉维护和运行的推荐规程第Ⅶ卷动力锅炉维护的推荐规程第Ⅷ卷压力容器第Ⅸ卷焊接与钎焊评定第Ⅹ卷玻璃纤维增强塑料压力容器第Ⅺ卷核动力装置设备在役检查规程2.2 ASME第III卷核动力装置设备第Ⅲ卷是核动力装置设备设计制造的主要依据，本规范是以美国材料与试验学会（ASTM）的检验方法和验收标准，以美国国家标准（ANSI）为技术基础的，如理化检验的方法，设备的功能性标准，如对阀门的结构和功能要求就是ANSI 16.34、16.41，对管件制品按照ANSI 16.9进行试验等。
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B&PVC 《锅炉压力容器规范》 ASME OM 《核电厂运行和维修规范》 ASME AG-1 《核级空气和气体处理系统设计 规范》 ASME NOG-1 《高架吊车建造规则》 ASME NQA-1 《核设施质量保证大纲要求》 ASME NUM-1 《悬臂或升降吊车建造规则》 ASME N278.1 《自动和电动安全相关阀门功 能规范标准》 ASME N509 《核电厂空气净化设备和部件》 ASME N510 《核气处理系统试验》
▲NCA 1000章 第Ⅲ卷的范围：该章说明了 ASME规范第Ⅲ卷的性质、适用的设备、限制范 围以及产品和安装的一般要求和定义。 2000章 设备的分级：该章说明了设备 的分级规则、规范级别的选用、设备的设计基 础以及用于ASME规范各级产品的特殊要求。
8
▲NCA
▲NCA3000章
责任和义务：该章说明了规范责 任和法律责任、用户的责任、第一册产品设计 者的定义和责任、第二册N证书持有者的定义 和责任、第一册N证书持有者的定义和责任、 金属材料制造厂和材料供应者的质量体系大纲 以及非金属材料制造者和原料供应者的质量体 系大纲。 ▲NCA 4000章 质量保证 ▲NCA 5000章 授权检验：该章规定了对授权 检验机构的检验工作的各项要求。 ▲NCA 8000章 授权证书、铭牌、印记和报告 ▲NCA 9000章 术语汇编
10
ASME-III
中各分卷的NX2000章是使用材料的基 础, 起指导作用, 不同级别设备用材的不同要求 分别在各分卷的2000章中给出。 ASME -II 是选用材料的具体质量指标, 但进行哪 些项目检验及验收标准，由ASME III规定。 核一级材料的设计应力强度要比二三级的许用 应力高，决定了核一级的材料要求要远高于二、 三级,同时, 二级材料要求高于三级。主要反应 在性能指标、试验验证和质保要求三方面。
2
美国机械工程师学会于1911年成立了锅炉与压力容器委 员会(BPVC)，编制了锅炉压力容器的建造安全规则； 1914年出版了动力锅炉规范； 1925年增加了压力容器规范； 1965年又增加核动力装置规范。 这套ASME规范自1977年成为美国国家标准,不仅在美国 和加拿大各州在法律上承认和采用它,在西方许多国家 都作为参照标准来执行。 ASME核动力装置卷册，在世界上有较高的权威，往往 直接采用。法国的 RCC-M 规范和德国的 KTA 规范也直 接收入了其最重要方面,再加上本国的实践而制定的。
9
除NCA分卷外，其余所有的分卷的章节排列全都是相同的，只是适用范围不同。
▲XXl000 引言或范围：该章说明了本分卷涉及的范围、温度限制及适用的边界范围。 ▲XX2000材料：该章说明了本分卷所适用材料的通用要求、材料的试件和试样、材料的 断裂韧性要求、焊接材料和钎焊材料、承压材料的检验和修补和尺寸标准等。ASME规范第V卷 提出对材料检验必须采用的方法; ▲XX3000 设计：该章规定了本分卷范围内的设计总则、容器设计、泵的设计，阀门设计、 管道设计、电气和机械贯穿组件、常压贮罐的设计，各种支承件设计等(视各分卷涉及的设计内容 而定)。 ▲XX4000 制造和安装：该章规定了本分卷制造和安装的通用要求、成形、切割和对中、 焊接评定、焊接规则、钎焊、热处理、机械接头、膨胀节、螺栓连接结构的要求等。 ▲XX50000 检验：该章规定了本分卷范围内的检验的通用要求、焊缝所要求的检验、合 格标准、容器的最终检验、无损检验人员的考核和合格证书等。 ▲XX60000 试验：该章规定了本分卷范围内试验的通用要求、水压试验、气压试验、试 验压力表和压力试验的特殊情况等。 ▲XX7000 超压保护：该章规定在对于系统或设备施加压力和温度引起超过设计任务书规 定的使用限制所出现的后果时，必须加以保护。 该章规定了本分卷范围内超压保护的通用要求、 超压保护的分析、释放量要求、压力释放装置和整定压力、压力释放阀的运行设计要求以及鉴定 要求等。 ▲XX8000 铭牌、印记及记录
11
经过ASME机构的审查合格,
核产品的材料、设 计、制造、安装、检验活动的单位将被授予相 应的钢印类型证书，成为钢印的持有者，只有 持证者方能进行上述的活动 。
12
N钢印Biblioteka 适用于核级设备，包括核容器、管道系 统、核泵、阀、储罐、堆芯支撑和混凝土安全 壳等安全壳以内的设备； NA钢印 适用于设备的现场安装与车间组装； NV钢印 适用于安全泄压装置，包括泄压阀等； N3钢印 适用于盛放核废料和高放射性废料的容 器； NPT钢印 是核级部件的制造； NS 核支撑件（无钢印） QSC 材料供应商（无钢印）
及废料的安全容器）。
6
各册又分为： 章（比如NB-1000） 节（比如NB-1100） 小节（比如NB-1110） 段（比如NB-1111） 分段（比如NB-1111.1） 项（比如NB-1111.1（a））。
7
ASME规范第Ⅲ卷NCA分卷对第Ⅲ卷第一册和第
二册提出了总的要求，它为以后各分卷的使用 提供了指导。
3
第Ⅰ卷 动力锅护 第Ⅱ卷 材料技术条件 第Ⅲ卷 核动力装置设备 第Ⅳ卷 采暖锅炉 第Ⅴ卷 无损检验 第Ⅵ卷 采暖锅炉维护和运行的推荐规程 第Ⅶ卷 动力锅炉维护和运行的推荐规程 第Ⅷ卷 压力容器 第Ⅸ卷 焊接与钎焊评定 第Ⅹ卷 玻璃纤维增强塑料压力容器 第Ⅺ卷 核动力装置设备在役检验规程 第XII卷 运输容器
4
ASME规范第Ⅲ卷规定了核动力装置产品的设计、
建造、钢印和超压保护方面的要求。
这些产品包括承压设备（包括容器、换热器
、 泵 、管道 、阀门 、反应堆压力容器等）、设 备支承•、堆内构件、钢制安全壳、混凝土反应 堆容器和混凝土安全壳。
5
NCA分卷（第1册和第2册的总体要求） 第1册（NB,NC,ND,NE,NF,NG,NH） 第2册（混凝土安全壳规范） 第3册（用于运输与储存乏燃料和高放射性材料