ASME核电认证培训(1)
ASME培训教程-2015ED
第VIII-1卷的构成
UCL --- 复合层材料制容器（UCL-1~60） UCD --- 球墨铸铁容器（UCD-1～125） UHT --- 高强钢制容器（UHT-1～125） ULW --- 多层包扎容器（ULW-1～125） ULT --低温情况下使用更高许用应力建造容器另一方法（ULT-1~125）
第VIII-1卷的适用范围
f. 储水的压力容器，包括那些有部分空气只起缓冲作用的容器，当不超过下列 全部限制：
(1) 设计压力300PSI（2MPa）
(2) 设计温度210℉(99℃) g. 用蒸汽或任何其他间接方法加热的供应热水的储罐，当不超过下列全部限制 时：
（1）热输入量为200，000Btu/Hr（58.6KW）
焊接容器的制造和检验要求
碳钢&低合金钢-焊后热处理 无损检测要求
压力试验
打钢印和出数据报告
检查孔 在焊缝上或附近开孔 接管焊缝强度，位置和尺寸
ASME 锅炉压力容器规范的组成
ASME锅炉压力容器规范的组成
2015版 ASME锅炉压力容器规范
SECTIONS I 动力锅炉 power boilers II 材料技术条件 Part A - 钢铁材料 ferrous materials Part B - 有色金属材料 non-ferrous materials metals Part C - 焊丝、焊条及填充金属 welding rods, electrods and filler
的组成
Subsection NG Subsection NH temperature services Appendices - 堆芯支撑结构件 core support structures - 在高温工况下运行的1级部件 elevated
第二课 ASME 规范第VIII-1卷 基础介绍
第二课: 第VIII-1卷的应用范围
• U-4 计量单位：
在材料、设计、生产、检查、检验、试验等可采用美国通用计量单位 制（英制）、SI单位制（公制）或地区性通用单位制。 1）公式：采用公式本来的单位制，运算结果可转化为其他单位制。 2） 换算系数应至少精确至四位有效数字。 如：1kpsi=6.8948MPa ，（1kpsi=1000psi), 摄氏温度（℃）和华氏温度（F）之间的换算关系为： F=9/5℃+32, 或 ℃=5/9(F-32) 3）单位制换算所得的结果应至少具有三位有效数字。 4）数据报告、铭牌标志、生产图纸三方面单位保持一致。 详见附录G-G
第一课A： ASME锅炉压力容器规范的组成
• • • • • IV V VI VII VIII 热水锅炉建造规则 无损探伤 采暖锅炉的维护和运行推荐规范 动力锅炉的维护指导规范 压力容器建造规则
• • • • • • •
Division 1 –按规则设计和建造,也叫常规设计 。 Division 2 – 另一规则，应力分析。 Division 3 – 建造高压容器的另一规则 IX 焊接和钎焊评定 X 纤维增强塑料压力容器 XI 核电厂设备在役检验规范 XII 运输罐建造和延续使用规则
第三课 ASME材料
第三节 如何使用ASME Section II Part D
• 对于铸铁（UCI）、球墨铸铁（UCD）和低温材 料（ULT），许用应力在VIII-1卷中，而不是 Section II Part D。 • 在VIII-1卷中还做了如下规定： 1）UG-45(c)：接管剪切许用应力 = 接管抗拉许用 应力的70% 2）UW-15(c)：焊缝的许用应力是容器材料许用应 力的百分之几：
第一节 金属学基础
ASME标准讲解4(ASME具体材料)
Non-pressure Retaining Material
A p p lic a b le P o rtio n C o o lin g s h ro u d s u p p o rt G u id e s tu d s S tu d b o lte lo n g a tio n m e a s u rin g ro d s C lo s u re g a s k e ts
• A篇铁基材料标准 • ASME材料种类太多，这里仅仅结合压水堆
反应堆主要设备常用材料进行分析和比较。 • 1. SA-508标准“压力容器用经真空处理的淬
火加回火碳钢和合金钢锻件” • 使用上述标准材料的有反应堆压力容器、蒸
汽发生器等，选用其中3级1类钢种。材料属 于锰镍钼合金钢。
2.材料的化学成分
其它材料
• Non-structural attachments, such as insulation supports, name-plates, and temporary attachments, if required, may be noncertified material.
• Non-pressure retaining material, such as cooling shroud support, alignment pin, stud bolt elongation measuring rods and tools, if any, may be of ASME or other Standards .
C a rb o n s te e l
N i-C r-F e a llo y w ith s ilv e rp la te T y p e 3 0 4 o r 3 1 6 s ta in le s s s te e l C o m p a tib le m a te ria l.
ASMESecVIIIDiv1教程
ASMESecVIIIDiv1教程ASME1 Intro. (1-3), ASME2 Mtl. ( 4-24), ASME3 Des(page25-44), ASME4 Manuf.(45-53)ASME 1⽬标通过本课程的学习，你将了解到ASME锅炉压⼒容器规范的组成、以及第VIII-1卷的构成及其运⽤，基本掌握如何查阅第VIII-1卷的有关条⽂。
课程概况l ASME锅炉压⼒容器规范的组成l第VIII-1卷的构成及其运⽤l 如何查阅规范条款ASME锅炉压⼒容器规范的组成2001ASME锅炉压⼒容器规范SECTIONSI 动⼒锅炉II 材料技术条件Part A - 钢铁材料Part B - 有⾊⾦属材料Part C - 焊丝、焊条及填充⾦属Part D - 材料性能IV 加热锅炉V ⽆损探伤VI 加热锅炉的维护和运⾏推荐规范VII 动⼒锅炉的维护指导规范VIII 压⼒容器Division 1Division 2 –另⼀规则Division 3 –建造⾼压容器的另⼀规则IX焊接和钎焊评定X 玻璃钢压⼒容器XI 核电⼚设备在役检验规范增补彩⾊页增补包含对规范的增订和修改，每年出版⼀次（第⼀次增补与新版本同时出版），并⾃动寄给相应的规范购买者。
解释：ASME对规范技术⽅⾯的询问作出书⾯的解释，并将规范解释作为规范更新服务的⼀部分。
规范解释不能作为规范或增补的⼀部分。
案例锅炉压⼒容器委员会定期召开会议，对所建议的增订和修改进⾏讨论，并形成案例以澄清现有规范的意图，或者，在紧急的情况下，对现有规范中没有提到的材料或建造⽅法作出规定。
已经采纳的规范案例刊登在相应的规范案例卷中：1）锅炉压⼒容器；2）核设备。
第VIII-1卷的构成前⾔Subsection A: ⼀般要求Part UG所有建造⽅法和所有材料的⼀般要求Subsection B: 有关压⼒容器制造⽅法的要求Part UW焊制容器Part UF 锻制容器Part UB 钎焊容器Subsection C: 有关材料类别的要求Part UCS碳钢和低合⾦钢容器Part UNF 有⾊⾦属容器Part UHA ⾼合⾦钢容器Part UCI 铸铁容器Part UCL 复合层材料容器Part UCD 球墨铸铁容器Part UHT 热处理材料容器Part ULW 多层容器Part ULT 低温材料容器材料表附录:1-31强制性附录A-EE ⾮强制性附录“建议性的好⽅法”规范条款的使⽤⽅法使⽤规范时，应查阅整个条款，包括所引述的其它条款。
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
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。
NQA-1-1994版本
核设施的基本要求和补充要求ASME NQA-1-1994 版本目录Ⅰ介绍 (1)1 目的 (1)2 适用性 (1)3 责任 (1)4 术语和定义 (1)Ⅱ基本要求和补充要求 (4)1 组织机构的基本要求 (4)1S-1 对于组织机构的补充要求 (5)2 质量保证大纲的基本要求 (6)2S-1 对于检查和检验人员资格的补充要求 (6)2S-2 对于无损探伤人员资格的补充要求 (8)2S-3 对于质量保证大纲监查人员资格的补充要求 (9)2S-4 对于人员教导和培训的补充要求 (12)3 设计控制的基本要求 (13)3S-1 对于设计控制的补充要求 (13)4 采购文件控制的基本要求 (16)4S-1 采购文件控制的补充要求 (16)5 指令，规程和图纸的基本要求 (18)6 文件控制的基本要求 (19)6S-1 对于文件控制的补充要求 (20)7 购买的物项和服务的控制的基本要求 (20)7S-1 对于采购物项和使用的控制的补充要求 (20)8 物项的标识和控制的基本要求 (24)8S-1 对于物项的鉴定和控制的补充要求 (25)9 工艺过程的控制的基本要求 (26)9S-1 对于工艺过程控制的补充要求 (26)10 检查的基本要求 (27)10S-1 对于检查的补充要求 (27)11 试验控制的基本要求 (29)11S-1 对于试验控制的补充要求 (29)11S-2 对于计算机程序试验的补充要求 (31)12 测量和检验设备的控制的基本要求 (33)12S-1 对于测量和检验设备的控制的补充要求 (33)13 吊装，储存和发运的基本要求 (34)13S－1 对于吊装，储存和发运的补充要求 (34)14 检查，检验和操作状态的基本要求 (35)15 不一致项的控制的基本要求 (36)15S－1对于不一致项的控制的补充要求 (36)16 修正措施的基本要求 (38)17 质量保证记录的基本要求 (39)17S－1 对于质量保证记录的补充要求 (39)18 监查的基本要求 (43)18S-1 对于监查的补充要求 (44)Ⅰ介绍1 目的本标准阐述了有关核电设备的选址，设计，建造，运行和停止运行用质量保证大纲的确立和执行的要求。
ASME2004-Ⅲ-1,2-NCA(第1,2册的总要求)
NCA-1000第Ⅲ卷的范围NCA-1100 总则NCA-1110 范围1,2本卷规则包括用于核电厂和其它核设施的物项的设计、建造、打印记和超压保护的要求。
本卷由下列三册构成：（a）第1册，金属容器、热交换器、贮罐、管系、泵、阀、堆芯支承结构、支承件和类似产品。
（b）第2册，混凝土安全壳容器。
（c）第3册，用于储存和运输核乏燃料、高放射性材料和废物的金属安全容器系统。
分卷NCA的总要求仅应用于第1册和第2册，第3册的总要求列于分卷WA中。
第Ⅺ卷包括用于组成核电厂的物项的在役检查规则。
NCA-1120 定义用于NCA分卷的主要术语的定义包含在NCA-9000内。
NCA-1130 本卷规则的限制（a）本卷规则对新的建造项目提出了要求，考虑了由于循环运行所引起的机械应力和热应力。
这些规则不包括在使用中由于材料的辐照效应、腐蚀、磨蚀或不稳定所造成的性能劣化。
为了实现部件和支承件的设计或规定的寿命，这些影响应予以考虑。
中子辐照引起的材料性质变化可以依靠材料监督大纲进行定期校验。
这些规则对新建造的混凝土安全壳提出了要求，它们只适用于为提供承压或包容的屏障所设计的部件。
这些规则不适用于电厂中的其他混凝土结构，例如混凝土的屏蔽和支承结构，但直接受影响的部件除外。
（b）这些规则不拟用于阀门操纵机构、控制机构、位置指示器、泵叶轮、泵驱动器或其他附件和部件，除非它们是承压零件、作为堆芯支承结构或部件支承件。
如果这些物项是在支承载荷路径上，则采用NF-1100的有关条款。
（c）本卷规则不应用于仪表或装有仪表的永久密闭而充满液体的管道系统。
但应用于设计技术规格书中规定的仪表、控制和取样管道。
1术语：建造、核电厂和产品的定义参见NCA-9000。
2本卷明确不考虑仅作为核燃料或中子控制材料所用管子或其他型式的包壳。
（d）根据设计技术规格书要求为保证容器功能所需的混凝土安全壳辅助系统，包括但不限于混凝土冷却系统、隔热、防腐、泄漏和应变监测系统，必须充分描述其合适性能、可靠性和试验要求。