核电设备设计制造规范标准
核电站规范标准体系介绍
国家核安全局批准发布
指导性文件
核安全导则
国家核安全局批准发布
推荐性文件
核安全技术规范标准 国内或国际技术规范标准
行业颁布
28.03.2021
整理课件
5
主要核电国际核电标准体系
国际主要核电规范标准体系
美国 ：ASME 法国 ：RCC-M 德国 ：KTA 俄国 ：ГОСТ 、ΠΗΑЭГ
28.03.2021
28.03.2021
整理课件
21
主要核电国际核电标准体系
ASME规范体系构成
第 Ⅷ 卷 压力容 器
第一册 （常规规则法设计，GB150－2002） 第二册 另一规程 (分析法设计，JB 4732－1995) 第三册 高压压力容器的另一规程（分析法设计，考虑断裂力学和
疲劳分析）
28.03.2021
28.03.2021
整理课件
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主要核电国际核电标准体系
ASME规范体系构成
1983 年、1989年版和1995年版规 范均有中文译版： 共 十 一 卷 其中第三卷83年版、89年版和04年版有中文翻译…… 1998 年…… 规 范；在此之后材料许用应力有较大变化。 2000年版 …… 2004年版 ……
ASME规范体系构成
第二册 另一规程 (分析法设计）
AG 通用要求 AM 材料要求 AD 设计要求 AF 制造要求 AR 压力释放装置 AI 检验和射线照相 AT 试验 AS 标记、钢印、报告和记录 强制性附录 非强制性附录
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整理课件
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主要核电国际核电标准体系
ASME规范体系构成
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（金属安全壳相关设备） 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
RCC M规范(核电设备)简介
【核电•规范标准】RCC-M规范（核电设备）简介2016-08-25NPRV核能研究展望NPRV【导言】RCC-M是目前国内已经服役的二代及二代改进型核电机组（M310机组及其改进型号）的设计建造过程中主要采用的标准规范。
小编对RCC-M的篇章构成进行了简单地整理和介绍，以便各位NPRV的读者能对RCC-M有基本的了解。
文章来源︱网络整理1RCC-M第Ⅰ卷A篇+Z篇第Ⅰ卷A篇“总论”--汇集了应用RCC-M的通用要求；介绍了RCC-M文集结构、范围和应用；对不符合项的管理作出了规定；对采购、制造、焊接、检验等文件提出了要求，确定了设备等级和分级原则；并说明了质量保证的范围和一般要求。
Z篇为技术性附录，包括了各种结构的强度计算方法及一些实用的材料特性参数表格，大部分材料的力学性能和许用应力可以在本附录中查到。
B篇1级设备设计总则B-3100B、C、D篇分别对应规范1、2、3级设备的设计要求，H篇则是设备支撑的设计要求。
其中，B篇和C篇的章节结构和具体要求在大部分方面都是类似的，主要区别在于载荷工况及应力水平的限制的不同，因此本章中只对C篇进行比较详细的结构解析。
B篇章节结构可参考对C篇2级设备的介绍。
C篇2级设备范围：A4000章规定的2级承压设备及其零部件。
内容—对下述事项进行了规定：2级承压设备及其零部件需制定的文件；零部件和焊接接头的标识；选择材料应遵守的规则；2级承压设备的设计应遵守的规则；2级承压设备及其零部件制造过程中的检验应遵守的规则；压力试验要求。
C1000总述C1100引言C1200需制定的文件C1300识别标记C2000材料C2100概述提出了C篇设备零部件在制造中材料的选择和使用要求。
C2200第Ⅱ卷的使用方式C2300抗晶间腐蚀性能C2400奥氏体和奥氏体-铁素体不锈钢和镍-铬-铁合金的钴含量C3000设计C3100设计通则C3110目的本章（C3000）规定了用于确定承压设备尺寸的规则和在设备技术规格书中规定的载荷作用下设备性能分析规则。
法国核电设备标准RCC-M规范Ⅳ卷焊接篇的应用体会
法国核电设备标准RCC-M规范Ⅳ卷焊接篇的应用体会李双燕【摘要】The structure and characteristics of RCC -M (2000 Edition +2002 Addendum) specification standard system were introduced, as well as the content and interaction of section Ⅳ each chapter. Combining understanding of the standard and experience in manufacturing process of nuclear power products, some attention problems of practical application of RCC —M section Ⅳ were discussed, and reference for nuclear welding technical personnel which the initial contact with RCC - M standard was provided.%介绍了RCC-M(2000版+2002补遗)规范标准体系的结构与特点,以及第Ⅳ卷各章节的内容和相互关系.结合核电产品制造,对RCC-M第Ⅳ卷的理解与应用进行了探讨,并提出了实际应用时注意的问题,为初次接触RCC-M规范的核电焊接技术人员提供参考和借鉴.【期刊名称】《压力容器》【年(卷),期】2011(028)004【总页数】6页(P41-46)【关键词】RCC-M;Ⅳ卷;焊接【作者】李双燕【作者单位】上海电气核电设备有限公司,上海,201306【正文语种】中文【中图分类】T-651;TL370 引言RCC－M规范是法国核电标准“RCC系列”压水堆核电站核岛设计建造规范中的核心部分，由法国核岛设备设计、建造及在役检查规则协会(AFCEN)制定。
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。
(法律法规)核电标准规范与法规清单
ASTM D5139-1990
核电厂涂层定量检查样本制备标准规范
Standard Specification for Sample Preparation for Qualification Testing of Coatings to be Used in Nuclear Power Plants
ASTM C986-1989
制定核燃料循环培训计划（法律法规）核电标准规范与法规清单。
Developing Training Programs in the Nuclear Fuel Cycle
ASTM C1010-1983
核燃料再加工设备的验收、检测与操作前试验
Acceptance, Checkout and Pre-Operational Testing of a Nuclear Fuels Reprocessing Facility
铝基废核燃料腐蚀试验的维护容器清理标准指南
Standard Guide for Corrosion Testing of Aluminum-Based Spent Nuclear Fuel in Support of Repository Disposal
（法律法规）核电标准规范与法规清单。ASTM C1454-2000
ASTM C1156-2003
分析核燃料循环材料测定方法的精度建立标准指南（法律法规）核电标准规范与法规清单。
Standard Guide for Establishing Calibration for a Measurement Method Used to Analyze Nuclear Fuel Cycle Materials
国家核安全局关于印发《民用核安全电气设备1E级电缆设计制造单位资格条件》(试行)的通知
国家核安全局关于印发《民用核安全电气设备1E级电缆设计制造单位资格条件》(试行)的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2009.08.03•【文号】国核安发[2009]135号•【施行日期】2009.08.03•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于印发《民用核安全电气设备1E级电缆设计制造单位资格条件》（试行）的通知（国核安发〔2009〕135号）各有关单位：为保证《民用核安全设备监督管理条例》及其配套规章的顺利施行，进一步规范民用核安全设备许可证的管理，我局组织制定了《民用核安全电气设备1E级电缆设计制造单位资格条件》（试行）。
现予发布，请遵照执行。
附件：民用核安全电气设备1E级电缆设计制造单位资格条件（试行）二○○九年八月三日附件：民用核安全电气设备核安全级电缆设计和制造单位资格条件（试行）第一章总则第一条为了进一步明确核安全级电缆设计和制造许可证申请单位应该具备的资格条件，根据《民用核安全设备监督管理条例》和《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》（HAF601）的要求，制定本文件。
第二章适用范围第二条本资格条件适用于国家核安全局颁布的“民用核安全设备目录（第一批）”中列出的各类电缆设计和制造许可证申请单位的资格审查。
本文本中“设计”系指核安全级电缆制造许可证申请单位针对其产品进行的设计活动。
第三章许可条件第三条核安全级电缆设计和制造许可证申请单位（以下简称“申请单位”）必须具有法人资格，并满足《民用核安全设备监督管理条例》的要求。
第四条申请单位必须取得GB/T 19001（或 ISO 9001）质量管理体系认证证书。
申请单位应根据《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）及其导则的要求，结合所申请活动的技术和管理特点以及自身的实际情况，建立完善的核质保体系。
该体系应能得到有效实施。
第五条申请单位应针对所申请的目标产品，选择有代表性的模拟件进行试制，试制活动从原材料采购开始，包括电缆制造的绝缘挤出、交联、成缆、护套挤出等各中间环节，直至所有的检测、试验项目完成为止。
RCC-M标准在核级泵设计中的应用
RCC-M标准在核级泵设计中的应用
RCC-M标准是指法国核工业中心（CEA）和第十四章节标准（AFNOR）联合制定的“核电厂部件的规范”，也称为“法国核电设备规范”。
RCC-M标准主要适用于核电工业中的设备和部件的设计、制造和验收。
这些设备和部件包括核反应堆堆芯、蒸汽发生器、泵等。
RCC-M标准在核级泵设计中起到重要的作用。
以下是RCC-M标准在核级泵设计中的应用。
1. 设计要求：RCC-M标准规定了核级泵的设计要求，包括结构设计、材料选择、尺寸要求等。
这些要求保证了核级泵的安全性和可靠性。
2. 材料选择：RCC-M标准对核级泵中使用的材料进行了严格的规定，要求材料具有良好的耐腐蚀性和耐辐射性能。
材料选择是核级泵设计中的重要环节，关系到泵的工作性能和安全性。
3. 压力容器设计：核级泵通常是高压容器，需要承受高温和高压的工作条件。
RCC-M 标准规定了核级泵的压力容器设计要求，包括壁厚计算、焊缝设计、应力分析等。
这些设计要求保证了核级泵在高温高压下的安全运行。
5. 测试和验收：RCC-M标准规定了核级泵的测试和验收要求，包括静态试验、动态试验和耐久性试验等。
这些测试和验收能够验证核级泵的设计是否符合要求，并确保泵的安全性和可靠性。
RCC-M标准在核级泵设计中扮演着重要的角色。
它规定了核级泵的设计要求、材料选择、压力容器设计、密封设计以及测试和验收要求。
遵循RCC-M标准可以保证核级泵的安全性和可靠性，确保核电厂的正常运行。
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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2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
ASME
NCA分卷 NB分卷 一级设备 附录 NC分卷 二级设备 附录 ND分卷 三级设备 附录 NE 分卷 MC级设 备 附录 NF 分卷 设备支承件 附录 NG 分卷 堆芯支承结 构 附录 第Ⅰ卷 H篇 支承件 第Ⅱ卷 材料 技术性附录 第Ⅰ卷 G篇 反应堆堆 内构件 第Ⅱ卷 材料 技术性附录
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国内核电项目采用的标准
1. 运行核电站： ASME： RCC-M： 秦山一期 大亚湾、岭 澳、秦山二期
ASME+加拿大标准 ：秦山三期
ΠΗΑЭГ：
2. 在建核电站： ASME： RCC-M：
田
湾
三门、海阳 岭澳二期、秦山二期、红沿河、 方家山、福清、宁德、阳江
ΠΗΑЭГ：
中国实验快堆
-4-
1. 国际主要核电规范标准体系
Mechanics
-6-
2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
ASME规范体系结构 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 Ⅳ 卷 第 Ⅴ 卷 第 Ⅵ 卷 程 第 Ⅶ 卷
液态钠为工艺介质的设备设计制造的依据
与第三卷的NB、NC等分卷结合使用的 主要解决了高温条件下设备的设计和制造问题
-11-
2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
ASME规范与NRC法规关系:
NRC法规是强制要求， 导则是推荐方法； ASME是工程实践的方法。
ASME规范的制定过程，考虑了10CFR、NRC RG的要求
-5-
2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
ASME规范体系结构
历史沿革： ASME （ American Socity of Engineer） 1914 年 锅 炉 规 范 1925 年 压 力 容 器 规 范 1983 年规 范： 共 十 一 卷 1998 年规 范： 共 十 一 卷 2000年版 2004年版 +相关规范案例
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2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
RCC — M 的构成
第I卷的各篇在需要之处明确引用了案I卷到第V卷所包含的规则 和技术条文，从而使后者用于有关设备 在某一设备使用RCC-M规则时，制造者可在第I卷该设备相应 的篇中，直接通过正文或者通过援引其它卷(或者第I卷其他 篇)的章节号，找到适用的全部条文。因而第I卷的各篇成为 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 马数字综号的附录是强制性的，用字母编号的附录则是非强 制性的。在第I卷的其他各篇中将引用这些附录。 引入强制性附录的目的是为了使第I卷各篇中的技术规则的叙 述更加明确、更加简炼，引入非强制性附录的目的是为了介 绍一些公认的方法和做法。 制造商可使用非强制性附录未规定的其他方法或做法，但必须 论证该方法或做法满足规定的要求并预先得到承包商的书面 许可。
RCC —M
第Ⅰ卷A篇 第Ⅰ卷B篇1级设备 第Ⅱ卷 材料 技术性附录 第Ⅰ卷C篇2级设备 第Ⅱ卷 材料 技术性附录 第Ⅰ卷D篇3级设备 第Ⅱ卷 材料 技术性附录
说明
ASME
第Ⅴ卷 无损检验 第Ⅸ卷 焊接与钎焊评 定
RCC — M
第Ⅲ卷 检验方法 第Ⅳ卷 焊接 第Ⅴ卷 制造 第Ⅰ卷 E篇 小型设备
说明
总体变化不大
支持性工业标准：大量采用欧盟的标准
在扩建工程上的应用：设计材料采用；
检验拟用93版？一致性问题？
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2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
ASME 第Ⅲ卷 核动力装置设备的构成 第III卷包括第一册和第二册。第一册分卷用大写字母"N"表示， 第二册的分卷用大写字母"C"表示。。 分卷 分卷分成章、节、条，根据需要，还可分成款和项。 章 章的数字编号 题目 1000 引言或范围 2000 材料 3000 设计 4000 制造和安装 5000 检验 6000 试验 7000 超压保护 8000 铭牌、印记和报告
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2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
RCC-M规范体系结构 第一卷 A篇 总论、 Z 篇 技术性附录、 B篇 1级设备、 C篇 2级设备、 D篇 3级设备、 E篇 小型设备、 G篇 反应堆堆内构件、 H篇 支承件、 J 篇 低压或常压储罐、 第二卷 M篇 材料（上） 炭钢、合金钢 M篇 材料（上） 不锈钢、特殊合金及其他材料 第三卷 MC篇 检验方法
法国核岛部件设计建造规则协会（AFCEN） 编制的系列标准 RCC-P 核电站系统设计与建造规则
RCC-C
RCC-E RCC-G
核电站燃料组件设计与建造规则
核电站电气设备设计与建造规则 核电站土建设计与建造规则
RCC-M
核电站机械设备设计与建造规则
RCC-MR 核电站高温机械设备设计与建造规则
-13-
ASME未独立列出此 卷 ASME未单列此项 ASME包括在 二、三 级设备内
NC 分卷 二级设备 ND 分卷 三级设备 附录 RCC—M无此篇 第Ⅱ卷 材料 A篇—钢铁材料 C 篇 — 焊 条、 焊 丝及填充金属
第Ⅰ卷 J篇 低压或 常 压贮罐
第Ⅱ卷 M篇 材料 第Ⅳ卷 S篇 焊接
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2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
NB－3200 分析法设 计 NB－3210 设计准则 NB－3220 除螺栓外 的应力极限 NB－3230 螺栓的应 力 极限
B3400 泵的通用设计 B3410 通用要求 B3420 专门设计规则
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2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
ASME NB－3500 阀门设计 NB－3510 合格要求 NB－3520 设计载荷 和考虑事项 NB—3530 通用规则 NB－3540 承压部件 的设计 NB－3550 循环载荷 的要求 NB－3560 设计报告 NB－3590 压力释放 阀的设计 RCC —M B3500 阀门的通用设计 B3510 概述 B3520 关于载荷的规则 B3530 一般规则 B3540 确定最小壁厚 B3550 阀门的分析规则 B3560 应力分析报告 说明 ASME NB－3600 管道设计 NB－3610 通用要求 NB－3620 设计考虑 事项 NB－3630 管道设计 和分析准则 NB－3640 承压设计 NB－3650 管件制品 的分析 NB－3660 焊接设计 NB－3670 管道的特 殊要求 NB－3680 应力指数 及挠性指数 NB－3690 管件制品 的尺寸要求 RCC — M B3600 管道 B3610 概述 B3620 关于载荷的规则 B3630 关于管道分析和 适用规则的一般要求 B3640 尺寸与压力关系 的规则 B3650 管道制品的分析 说明
ASME+ASTM+ANSI+AWS等，满足RG、10CFR要求 ASME具有技术超前性
NRC鼓励工业界和其他组织制定相关核规范标准，通过定 期对这些规范标准的认可（Endorsement），以保证规 范标准的要求、方法等与安全法规和导则的一致性。
-12-
2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
RCC规范体系结构
-15-
2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
RCC-M规范体系结构
第四卷
S篇 焊接 第五卷 F篇 制造 RCC—MR主要解决了用于核电站的高温使用 设备，如容器、泵、阀门、管道、反应堆内部 件、支撑件等的材料、设计、制造、检验与试 验等方面的规定
-16-
2.ASME及RCC—M规范标准体系结构 2000版RCC—M 的特点
2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
RCC — M 的构成 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作出规定:承压设备和 贮罐的试验，标准支承件的合格鉴定、小型设备中 泵的鉴定。 B,C,D,E,G，H，和J篇总的编排结构
力 容 器
核 动 力 装 置 设 备 在 役 检 查 规 程
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2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
ASME规范体系结构 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（金属安全壳相关设备） 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
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2.ASME及RCC—M规范标准体系结构
ASME核动力装置高温设备 —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
核电设备 设计制造规范标准
孙光弟 2范标准
1．国际主要核电规范标准体系
2．ASME及RCC—M规范标准体系结构
3. ASME规范的设计要求
4. RCC—M规范的要求
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1. 国际主要核电规范标准体系 美国 法国 德国 俄国 ：ASME ：RCC-M ：KTA ：ГОСТ 、 ΠΗΑЭГ
采 暖 锅 炉 无 损 检 验 采 暖 锅 炉 维 护 和 运 行 的 推 荐 规 动 力 锅 炉 维 护 的 推 荐 规 程