ASME规范第XI卷IWD分卷轻水冷却核电厂三级设备要求
ASME规范简介
ASME规范简介ASME规范鼎鼎大名，是目前世界上普遍遵循的规范之一。
可以毫不夸张地说，RCCM是其衍生产品，并对其进行了部分精简，有后来居上的感觉，但是美国人也很认真，不断地进行规范的升版，丝毫不敢懈怠，因为在这个全球化的时代，谁拥有了普适的标准的所有权，谁就有话语权，由此，便形成了生产力。
下面就ASME的结构和主要内容进行介绍，以方便学习工作中使用。
ASME简介1 概述••••••••••1.1 前言••••••••••1.2 ASME锅炉压力容器规范的构成及与核动力装置相关的内容••••••••••1.3 ASME-III 规范的性质••••••••••1.4 ASME核动力设备相关规范涉及范围••••••••••1.5 设备与部件分级••••••••••1.6 持证者遵守ASME规范的责任与义务和授权检验机构••••••••••1.7 ASME-III规范与设备规格书••••••••••1.8 RCC-M与ASME的同异2 第一册各分卷••••••••••2.1 概述••••••••••2.2 NX各分卷的结构及其与其它各卷的关系•••••••••• ••••••••••2.3 NX 各级设备的设计规定的特点••••••••••2.4 分析设计-- 一级设备与二、三级设备的根本差别之一•••••••• ••••••••••2.5 分析法设计的基本概念••••••••••2.6 NF设备支承结构3 材料••••••••••3.1 概述－材料相关的卷、册和章及其使用••••••••••3.2 材料的通则-- NX2000 材料章••••••••••3.3 不同级核材料要求的差异4 制造、安装、检验与试验••••••••••4.1 概述••••••••••4.2 焊接评定- IX 卷概要••••••••••4.3 无损检验方法- V 卷概要•••••••••• •5 动力管道••••••••••5.1 概述••••••••••5.2 管道支承件••••••••••5.3 管道的装配与安装6. 小结•••••••••• 概述( ASME-III NCA 分卷)••••••••••••••••••••1.0 前言••• 美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers 简称ASME)于1911•年成立了锅炉与压力容器委员会(BPVC)编制锅炉压力容器的建造安全规则(所谓建造是一个概括性的术语, 它包括设备在制造和安装中要求的材料、设计、制造、安装、检验、试验、检查和鉴定),规定了敁强制性的最低要求,以及维护和运行的建议。
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。
ASME部分目录讲解
ASME目录介绍：ASME2004版规范，共12卷。
第I卷动力锅炉建造规则第II卷材料较前版本，数第II卷的D篇在各卷册中变动最大：英文版的D篇第一次同时发布了使用美国通用单位，即英制单位的版本和使用国际单位，即SI（公制）单位的版本。
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篇性能（美国习惯单位制）D篇性能（公制）D篇的正文由三个分篇组成：第1分篇《应力表》第2分篇《物理性能表》第3分篇《外压作用下确定壳体厚度用线算图和线算图用表》第III卷核动力装置设备建造准则分卷NCA-第1册和第2册总要求一种分法：N 第1册C 第2册另一种分法：NCA篇章目介绍1000第III卷的范围2000设备的分级3000职责和权责4000质量保证5000授权检验8000授权证书、铭牌、规范钢印和数据报告9000专业术语第III卷第1册（NX篇金属物项）分卷NB-一级部件NB篇章目介绍：1000 简介和范围2000 材料3000 设计4000 制造和安装5000 检验6000 试验7000 过压保护8000 铭牌、钢印和数据报告分卷NC-2级部件分卷ND-3级部件分卷NE-MC级部件分卷NF-支撑件分卷NG-堆芯支撑结构分卷NH-高温1级部件（高温工况1级核设备）附录第III卷第2册-混凝土反应堆压力容器和安全壳规范（CX篇非金属物项）CC篇混凝土安全壳附录第III卷第3册-废核燃料和高位放射性材料和废料的储存和运输包装用安全容器系统第3分册包括WA和WB篇第IV卷采暖锅炉建造规则第V卷无损检测A分卷无损检测方法第1章一般要求第2章射线照相检验第第3章金属铸件的射线照相检验第4章在役检查的超声检验方法第5章材料和制造的超声波检验方法第6章液体渗透检验第7章磁粉检验第8章管材制品的涡流检测第9章目视检验第10章泄漏试验第11章纤维增强环氧树脂容器的声发射检测 第12章加压试验时金属容器的声发射检测 第13章声发射连续监测B分卷第Ⅴ卷采用的文件第22章射线照相检验标准第23章超声检验标准第24章液体渗透检测标准第25章磁粉检验标准第26章涡流检测标准第27章泄露试验标准第28章目视检验标准第29章声发射检测标准第30章无损检测标准术语汇总第VI卷采暖锅炉维护和运行推荐规则第VII卷动力锅炉维护推荐指南第VIII卷压力容器建造规则第1册第2册另一规则第3册高压容器建造规则第IX卷焊接和钎焊评定QW 焊接评定篇第I章焊接的一般要求（包括焊缝方位、坡口焊缝的试验位置、拉伸试验、导向弯曲试验、缺口韧性试验等）第II章焊接工艺评定（含试件准备、焊接变素等）第III章焊接技能评定（针对焊工评定的内容）第IV章焊接资料（含材料分组、焊接技巧、焊缝金属化学成分等基本资料）第V章标准的焊接工艺规程QB 钎焊评定篇（内容介绍同QW篇）第X卷纤维增强塑料压力容器第XI卷核动力厂部件在役检验规则第一篇轻水冷却核动力装置设备的检查和试验规则IWA分卷通用要求IWB分卷轻水冷却核动力装置一级设备的要求IWC分卷轻水冷却核动力装置二级设备的要求IWD分卷轻水冷却核动力装置三级设备的要求IWE分卷轻水冷却核动力装置MC级设备的要求IWF分卷轻水冷却核动力装置一级、二级、三级和MC级设备支承件的要求IWP分卷核动力装置泵的在役试验IWV分卷核动力装置阀门的在役试验附录规定性附录非规定性附录第二篇气体冷却核动力装置设备的检查和试验规则第三篇液体金属冷却核动力装置设备的检查和试验规则第XII卷运输罐建造和延续使用规则。
ASME第3卷 核动力装置设备 简介解析
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。
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▲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
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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。
ASME规范第XI卷IWE分卷轻水冷却核电厂MC和CC级金属内衬设备要求
IWE 分卷轻水冷却核电厂MC和CC级金属内衬设备的要求IWE-1000 范围和职责 (236)IWE-1100 范围 (236)IWE-1200 应受检验的设备 (236)IWE-1210 检验要求 (236)IWE-1220 免除检验的设备 (236)IWE-1230 检验的可接近性 (236)IWE-1231 可接近的表面区域 (236)IWE-1232 不可接近的表面区域 (236)IWE-1240 要求扩大检验的表面区域 (237)IWE-1241 检验的表面区域 (237)IWE-1242 检验表面区域的识别 (237)IWE-2000 检验和检查 (238)IWE-2100 概要 (238)IWE-2200 役前检验 (238)IWE-2300 目视检验、人员资格和责任人 (238)IWE-2310 目视检验 (238)IWE-2320 责任人 (239)IWE-2330 人员资格 (239)IWE-2400 检查时间表 (239)IWE-2410 检查计划 (239)IWE-2411 检查计划A (239)IWE-2412 检查计划B (240)IWE-2420 相继检查 (241)IWE-2500 检验和压力试验要求 (241)IWE-2600 受检验的表面条件 (241)IWE-3000 验收标准 (245)IWE-3100 检验结果的评定 (245)IWE-3110 役前检验 (245)IWE-3111 概要 (245)IWE-3112 验收 (245)IWE-3114 修理/更换和重复检验 (245)IWE-3120 在役检验 (245)IWE-3121 概要 (245)IWE-3122 验收 (245)IWE-3122.1 通过检验进行的验收 (245)IWE-3122.2 通过修理/更换进行的验收 (245)IWE-3122.3 通过工程评定进行的验收 (246)IWE-3124 修理/更换和复验 (246)IWE-3130 在役目视检验 (246)IWE-3200 补充检验 (246)IWE-3400 标准 (246)IWE-3410 验收标准 (246)IWE-3430 可接受性 (246)IWE-3500 验收标准 (247)IWE-3510 检验类别E-A（安全壳表面）的标准 (247)IWE-3510.1 目视检验-概要 (247)IWE-3510.2 涂层或无涂层区的目视检验 (247)IWE-3510.3 承压螺栓的目视检验 (247)IWE-3510.4 防潮屏障的目视检验 (247)IWE-3511 检验类别E-C（要求扩充检验的安全壳表面）的标准 (247)IWE-3511.1 概要 (247)IWE-3511.2 带涂层和不带涂层区域的目视检验 (247)IWE-3511.3 超声检验 (247)IWE-4000 修理程序 (248)IWE-4100 范围 (248)IWE-5000 系统压力试验 (249)IWE-5200 系统试验要求 (249)IWE-5210 概要 (249)IWE-5220 修理/更换后的试验 (249)IWE-5221 泄漏试验 (249)IWE-5222 泄漏试验的推迟 (249)IWE-5240 目视检验 (249)IWE-5250 纠正措施 (249)IWE-7000 更换件 (250)IWE-7100 总的要求 (250)IWE-1000范围和职责IWE-1100 范围本分卷为轻水堆核电厂MC级承压设备及其整体附件，以及CC级承压设备的金属壳体和贯穿内衬及其整体附件的在役检查要求。
ASME规范第XI卷IWA分卷通用要求
目录第1册轻水冷却核电厂设备的检查和试验规则IWA分卷通用要求 2 IWB分卷轻水冷却核电厂一级设备的要求99 IWC分卷轻水冷却核电厂二级设备的要求183 IWD分卷轻水冷却核电厂三级设备的要求223 IWE分卷轻水冷却核电厂MC和CC级金属内衬设备的要求234 IWF分卷轻水冷却核电厂一、二、三和MC级设备支承件的要求251 IWL分卷轻水冷却核电厂CC级混凝土设备的要求264规定性附录Ⅰ超声检验288 规定性附录Ⅱ业主在役检查报告296 规定性附录Ⅲ壁厚不大于2"（51mm）容器的超声检验304 规定性附录Ⅳ涡流检验318 规定性附录Ⅴ向锅炉和压力容器委员会提交技术询问333 规定性附录Ⅵ目视检验人员的资格336 规定性附录Ⅶ超声无损检验人员的资格346 规定性附录Ⅷ超声检验系统的性能验证360 规定性附录Ⅸ2、3级管道压力边界的机械夹具390非规定性附录A 缺陷分析405 非规定性附录B 格式428 非规定性附录C 奥氏体管道缺陷评定431 非规定性附录D 要求检验的1级和2级管道焊缝的条件445 非规定性附录E 未曾预计的运行事件评定449 非规定性附录G 防止失效的断裂韧性准则452 非规定性附录H 铁素体管道的缺陷评定463 非规定性附录J 电厂维护和Ⅺ卷修理/更换的导则494 非规定性附录K 具有低上平台夏比冲击能的反应堆容器评定500 非规定性附录L 运行电厂的疲劳评定516 非规定性附录M 数学模型应用于承压部件的超声检验523IWA 分卷通用要求IWA-1000 范围和职责 (8)IWA-1100范围 (8)IWA-1200权限 (8)IWA-1300应用 (8)IWA-1310 应受检查和试验的设备 (8)IWA-1320 分级 (8)IWA-1400 业主的职责 (9)IWA-1500 可达性 (9)IWA-1600 参考标准和规范 (10)IWA-2000 检验和检查 (11)IWA-2100 概要 (11)IWA-2110 检查师的责任 (11)IWA-2120 授权的检查机构、检查师和监督师的资格 (12)IWA-2130 检查师的可达性 (12)IWA-2200 检验方法 (12)IWA-2210 目视检验 (12)IWA-2211 VT-1检验 (13)IWA-2212 VT-2检验 (13)IWA-2213 VT-3检验 (13)IWA-2215 复制检验 (13)IWA-2216 遥控目视检验 (13)IWA-2220 表面检验 (13)IWA-2221 磁粉检验 (14)IWA-2222 液体渗透检验 (14)IWA-2223 涡流检验 (14)IWA-2224 超声检验 (14)IWA-2230 体积检验 (14)IWA-2231 射线检验 (14)IWA-2232超声检验 (14)IWA-2233涡流检验 (14)IWA-2240其它的检验 (14)IWA-2300无损检验人员的考核 (14)IWA-2310概要 (14)IWA-2311书面试卷 (15)IWA-2312列入ANSI/ASNT CP-189的无损检验方法 (15)IWA-2313不列入ANSI/ASNT CP-189的无损检验方法 (15)IWA-2314颁发合格证书和重新颁发合格证书 (15)IWA-2315蒸汽发生器管涡流检验人员的要求 (15)IWA-2316VT-2目视检验人员的替代考核 (15)IWA-2317VT-3目视检验人员的替代考核 (16)IWA-2320考核检验 (16)IWA-2321目视测验 (16)IWA-2322近距离测试图考核 (16)IWA-2323III级人员 (17)IWA-2330I级人员的责职 (17)IWA-2340III级培训 (17)IWA-2350限定证书 (18)IWA-2360I级和II级培训和经历 (18)IWA-2370III级经历 (18)IWA-2380无损检验的讲师 (18)IWA-2400检查计划 (18)IWA-2410规范版本和附件的应用 (18)IWA-2420检查计划和进度 (18)IWA-2430检查间隔 (19)IWA-2431检查计划A (19)IWA-2432检查计划B (20)IWA-2440规范案例的应用 (20)IWA-2441第XI卷规范案例 (20)IWA-2442废止的第XI卷规范案例 (20)IWA-2500检验的范围 (20)IWA-2600焊缝的参考系统 (20)IWA-2610概要 (20)IWA-2620管道 (21)IWA-2630容器 (21)IWA-2640其它设备 (21)IWA-2641设备参考点的配置 (21)IWA-3000 检验评定标准 (22)IWA-3100评定 (22)IWA-3200有限数值的有效数字 (22)IWA-3300缺陷特征的标注 (22)IWA-3310表面平面缺陷 (23)IWA-3320深埋平面缺陷 (23)IWA-3330复合平面缺陷 (23)IWA-3350平行的平面缺陷 (24)IWA-3360层状缺陷 (24)IWA-3370射线检验 (24)IWA-3380不成行排列的复合共面缺陷 (24)IWA-3390成行排列且相互分离的复合缺陷 (24)IWA-3400表面或体积检验探测出的线状缺陷 (25)IWA-4000 修理/更换活动 (35)IWA-4100通用要求 (35)IWA-4110范围 (35)IWA-4120适用性 (35)IWA-4130另一种要求 (36)IWA-4131小物项 (36)IWA-4132由备件替换的物项 (37)IWA-4133用作管道压力边界的机械夹紧装置 (37)IWA-4140职责 (37)IWA-4141业主职责 (37)IWA-4142修理/更换机构的质保大纲 (37)IWA-4143印记 (37)IWA-4150修理/更换大纲和计划 (38)IWA-4160验证可接受性 (38)IWA-4170检查 (39)IWA-4180文件 (39)IWA-4200修理/更换活动的物项 (39)IWA-4210通用要求 (39)IWA-4220规范适用性 (39)IWA-4221建造规范和业主要求 (39)IWA-4222规范和业主要求的一致性 (40)IWA-4223设备的一致性 (40)IWA-4224材料的一致性 (40)IWA-4225零件、附件和管件的一致性 (41)IWA-4226设计要求的一致性 (41)IWA-42301、2和3级螺纹嵌入件 (41)IWA-4300设计 (42)IWA-4310通用要求 (42)IWA-4311材料、设计或布置变更 (42)IWA-4320管道 (42)IWA-43211级机械接头 (42)IWA-4330复验 (42)IWA-4332缺陷评定 (43)IWA-4333检验 (43)IWA-4334压力试验要求 (43)IWA-4340通过修理使缺陷缓解 (43)IWA-4400焊接、钎焊、金属去除和安装 (43)IWA-4410通用要求 (43)IWA-4411焊接、钎焊和安装 (44)IWA-4412缺陷去除 (44)IWA-4413用热加工方法去除金属 (44)IWA-4420缺陷去除要求 (44)IWA-4421通用要求 (44)IWA-4422缺陷评定和检验 (44)IWA-4440焊接和焊工评定（包括焊机操作工） (45)IWA-4460金属去除工艺 (46)IWA-4461 热去除工艺 (46)IWA-4462机加工缺陷去除工艺 (47)IWA-4500检验和试验 (48)IWA-4510通用要求 (48)IWA-4520检验 (48)IWA-4530役前检查和试验 (48)IWA-45401级、2级和3级物项的压力试验 (48)IWA-4550MC级和CC级容器的金属部位 (49)IWA-4600另一种焊接方法 (49)IWA-4610回火堆焊道的通用要求 (49)IWA-4611缺陷去除 (50)IWA-4620类似材料的回火焊道 (50)IWA-4621 通用要求 (50)IWA-4622焊接工艺评定 (50)IWA-4623焊接工艺 (53)IWA-4624检验 (53)IWA-4630异种材料的回火层焊道 (56)IWA-4631通用要求 (56)IWA-4632焊接工艺评定 (56)IWA-4633焊接工艺 (56)IWA-4634检验 (59)IWA-4640堆焊层 (59)IWA-4641通用要求 (59)IWA-4642焊接工艺评定 (59)IWA-4643焊接工艺 (59)IWA-4650 对MC级和CC级金属焊缝的堆焊-回火堆焊焊道 (62)IWA-4651 通用要求 (62)IWA-4652 焊接工艺评定 (62)IWA-4653 焊接技术 (66)IWA-4654 检验 (66)IWA-4655 焊接技术 (66)IWA-4660 水下焊接 (69)IWA-4661 范围和通用要求 (69)IWA-4662 干式水下焊接的附加变素 (69)IWA-4663 湿式水下焊接的附加变素 (70)IWA-4664 填充金属的评定 (72)IWA-4665 另一种焊接工艺评定要求 (72)IWA-4666 检验 (73)IWA-4700 热交换器传热管 (73)IWA-4710 堵管 (73)IWA-4711 爆炸焊 (73)IWA-4712 熔化焊 (76)IWA-4713 热交换器传热管用胀管进行堵管 (79)IWA-4720套管 (81)IWA-4721通用要求 (81)IWA-4722爆炸焊 (82)IWA-4723熔化焊 (84)IWA-4724钎焊 (85)IWA-4725胀管 (85)IWA-5000 系统压力试验 (87)IWA-5100概要 (87)IWA-5110定期系统压力试验 (87)IWA-5120与修改/更换有关的系统压力试验 (87)IWA-5200系统试验要求 (87)IWA-5210 试验 (87)IWA-5211试验描述 (87)IWA-5212压力和温度 (87)IWA-5213试验条件的保持时间 (88)IWA-5214役前试验 (88)IWA-5220试验压力的边界 (89)IWA-5221系统泄漏试验边界 (89)IWA-5222系统水压试验边界 (89)IWA-5240目视检验 (89)IWA-5241带和不带保温层的设备 (89)IWA-5242带绝热层的设备 (89)IWA-5243有泄漏收集系统的设备 (90)IWA-5244埋置的设备 (90)IWA-5245高温试验 (90)IWA-5250纠正措施 (90)IWA-5260系统水压试验用的仪表 (90)IWA-5261类型 (90)IWA-5262精度 (91)IWA-5263校准 (91)IWA-5264量程 (91)IWA-5265位置 (91)IWA-5300试验记录 (91)IWA-6000 记录和报告 (92)IWA-6100范围 (92)IWA-6200要求 (92)IWA-6210业主的职责 (92)IWA-6220按格式NIS-1要求准备的检验摘要 (92)IWA-6230总结报告的准备 (92)IWA-6240总结报告的提交 (93)IWA-6300保存 (93)IWA-6310记录的保存 (93)IWA-6320复制和缩微 (93)IWA-6330建造记录 (93)IWA-6340在役检查记录和报告 (93)IWA-9000 术语汇编 (95)IWA-1000范围和职责IWA-1100范围本篇为轻水冷却核电厂在役检查和在役试验规定了要求。
国内外核电厂在役检查标准体系对比
国内外核电厂在役检查标准体系对比作者：魏亚龙来源：《科学与财富》2021年第03期摘要：在役检查是核电厂安全稳定运行的重要保证。
本文首先介绍国外在役检查标准体系的发展现状，以美国ASME-XI卷和法国的RSE-M两大在役检查标准体系作为重点阐述对象;接着概括并且对比这两大在役检查标准体系之间的差异;其次论述我国核电厂在役检查标准的发展现状及存在的问题，最后对在役检查的未来发展方向进行了阐述。
关键词：在役检查;ASME-XI;RSE-M;差异性1、绪论核电站的在役检查是指核岛机械部件或设备投入运行后所作的一种无损检验，其目的在于发现设备在制造过程中潜在缺陷的扩展，或者部件在运行过程中由于中子辐照，材料脆化和各种应力、疲劳、腐蚀等引起的活化或开裂等安全隐患问题。
因此通过在役检查的结果与役前检测的结果相对比从而可以判断设备的运行情况，是否需要更换或维修。
由于在役检查的费用相比于核电厂停堆维修的费用不是很多，并且在役检查还对核电厂承压边界的完整性阻止放射性核素向外界释放的重要作用，所以，对于核电站来说在役检查是一项很重要的很有必要的检查活动。
目前国际社会上的在役检查规范标准主要有：（1）美国ASME第XI卷《核电厂设备在役检查规则》（2）法国RSE-M《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》（3）德国KTA《轻水堆一回路部件周期检验规则》（4）日本《轻水堆核电站在役检查标准》（5）加拿大CAN/CSA《重水堆核岛机械设备在役检查准则》在国外核电厂在役检查的论述中将着重对美国和法国的在役检查规范进行对比分析。
2 ASME-XI卷的主要内容①ASME规范第XI卷的内容主要包括三个大的方面，分别是轻水堆核电站的在役检查准则、气冷堆核电站的在役检查和液態金属冷却快堆核电站的在役检查准则，内容和技术都比较成熟全面，各国的在役检查准则借鉴、总结、使用最多的。
②规范第XI卷的内容是根据规范第III卷内容，将核设备分为1级设备、2级设备、3级设备、钢质安全壳、设备支承结构、等分章制定的。
ASME标准
ASME标准93 ASME PTC4.1A-64 ASME TEST FORM FOR ABBREVIATED EFFICIENCY TEST94 ASME BPVC CCB BPV-2001 ASME锅炉和压力容器规程.标准件:CCB BPV.锅炉和压力容器95 ASME BPVC CCB NC-2001 ASME锅炉和压力容器规程.标准件:CCB NC.核元件96 ASME BPVC Section 10-2001 ASME锅炉和压力容器规程.第10节:纤维增强塑料压力容器97 ASME BPVC Section 11-2001 ASME锅炉和压力容器规程.第11节:核电厂元部件在使用中进行检查的规则98 ASME BPVC Section 1-2001 ASME锅炉和压力容器规程.第1节:电力锅炉建造规则99 ASME BPVC Section 2 Part A-2001ASME锅炉和压力容器规程.第2节:材料.第A部分:钢铁材料规范100 ASME BPVC Section 2 Part B-2001ASME锅炉和压力容器规程.第2节:材料.第B部分:有色金属材料规范101 ASME BPVC Section 2 Part C-2001ASME锅炉和压力容器规程.第2节:材料.第C部分:焊条、焊极和填充材料规范102 ASME BPVC Section 2 Part D-2001ASME锅炉和压力容器规程.第2节:材料.第D部分:性能103 ASME BPVC Section 3 Division 1Subsection NB-2001ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第1分册.第NB子节.1级元件104 ASME BPVC Section 3 Division 1Subsection NC-2001ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第1分册.第NC子节.2级元件105 ASME BPVC Section 3 Division 1Subsection ND-2001ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第1分册.第ND子节.3级元件106 ASME BPVC Section 3 Division 1Subsection NE-2001ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第1分册.第NE子节.MC级元件107 ASME BPVC Section 3 Division 1Subsection NF-2001ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第1分册.第NF子节.支撑物108 ASME BPVC Section 3 Division 1Subsection NG-2001ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第1分册.第NG子节.堆芯支撑结构109 ASME BPVC Section 3 Division 1Subsection NH-2001ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第1分册.第NH子节.高温设备用1级元件110 ASME BPVC Section 3 Division 1Appendices-2001ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第1分册.附件111 ASME BPVC Section 3 Division2-2001ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第2分册.混凝土反应堆容器和外壳标准112 ASME BPVC Section 3 Division3-2001ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第3分册.消耗核燃料和高等级放射性废物用外壳系统和运输包装113 ASME BPVC Section 3 NCA-2001 ASME锅炉和压力容器规程.第3节:核设施元部件制造规则.第NCA子节.1和2分册的一般要求114 ASME BPVC Section 4-2001 ASME锅炉和压力容器规程.第4节:加热锅炉的建造规则115 ASME BPVC Section 5-2001 ASME锅炉和压力容器规程.第5节:无损检验116 ASME BPVC Section 6-2001 ASME锅炉和压力容器规程.第6节:加热锅炉维护和操作的推荐规则117 ASME BPVC Section 7-2001 ASME锅炉和压力容器规程.第7节:电力锅炉维护的推荐指南118 ASME BPVC Section 8 Division1-2001ASME锅炉和压力容器规程.第8节:压力容器的制造规则.第1分册.压力容器119 ASME BPVC Section 8 Division2-2001ASME锅炉和压力容器规程.第8节:压力容器的制造规则.第2分册.替代规则120 ASME BPVC Section 8 Division3-2001ASME锅炉和压力容器规程.第8节:压力容器的制造规则.第3分册.高压容器制造的替代规则121 ASME BPVC CCB BPV Supplement1-2001ASME锅炉和压力容器规范.CCB BPV.锅炉和压力容器.补充件1 122 ASME BPVC CCB NC Supplement1-2001ASME锅炉和压力容器规范.CCB NC.核部件.补充件1123 ASME BPVC Section 9-2001 ASME锅炉和压力容器规则.第9节:焊接和钎焊合格124 ASME BPVC Section 5-2001 ASME锅炉及压力容器规范-Ⅴ无损检测(2001版)(中文版) 350.00 125 ASME BPVC Section 5-2001 ASME锅炉及压力容器规范-Ⅴ无损检测(2004版)(中文版) 350.00 126 ASME BPVC Section 8 Division2-2001ASME锅炉及压力容器规范-Ⅷ第二册.压力容器建造另一规则(2001版)(中文版) 350.00127 ASME BPVC Section 8 Division2-2001ASME锅炉及压力容器规范-Ⅷ第二册.压力容器建造另一规则(2004中文版) 350.00128 ASME BPVC Section 8 Division3-2001ASME锅炉及压力容器规范-Ⅷ第三册.高压容器建造另一规则(2001版)(中文版) 250.00129 ASME BPVC Section 8 Division3-2001ASME锅炉及压力容器规范-Ⅷ第三册.高压容器建造另一规则(2004中文版) 250.00130 ASME BPVC Section 8 Division1-2001ASME锅炉及压力容器规范-Ⅷ第一册.压力容器(2004中文版) 500.00131 ASME BPVC Section 8 Division1-2001ASME锅炉及压力容器规范-Ⅷ第一册.压力容器(中文版) 550.00 132 ASME BPVC Section 9-2001 ASME锅炉及压力容器规范-Ⅸ焊接和钎焊评定标准(2001版)(中文版) 250.00133 ASME BPVC Section 9-2001 ASME锅炉及压力容器规范-Ⅸ焊接和钎焊评定标准(2004中文版) 300.00134 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则(二级设备)(中文版) 300.00 135 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则(二级设备)(中文版) 300.00 136 ASME BPVC Section 3 Division1 ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则(三级设备)(中文版) 380.00 137 ASME BPVC Section 3 Division1 ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则(三级设备)(中文版) 380.00 138 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则(一级设备)(中文版) 300.00 139 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则(一级设备)(中文版) 300.00 140 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则.第1分册141 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则.第2分册142 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则.第3分册143 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则.第4分册144 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则.第5分册145 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则.第6分册146 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则.第7分册147 ASME BPVC Section 3 Division 1ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则.第8分册范-III(1)核动力装置设备建造准则.第9分册149 ASME BPVC Section 3 NCA-2001 ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则.设备支承结构(中文版) 118.00 150 ASME BPVC Section 3 NCA-2001 ASME锅炉及压力容器规范-III(1)核动力装置设备建造准则.设备支承结构(中文版) 118.00 151 ASME BPVC Section 3 Division 2ASME锅炉及压力容器规范-III(2)核动力装置设备建造准则152 ASME BPVC Section 3 Division 3ASME锅炉及压力容器规范-III(3)核动力装置设备建造准则153 ASME BPVC Section 2 Part A-2001ASME锅炉及压力容器规范-II材料A篇.铁基材料(2001版)(中文版) 600.00154 ASME BPVC Section 2 Part A-2001ASME锅炉及压力容器规范-II材料A篇.铁基材料(2004版)(中文版) 600.00155 ASME BPVC Section 2 Part B-2001ASME锅炉及压力容器规范-II材料B篇.非铁基材料(2001版)(中文版) 350.00156 ASME BPVC Section 2 Part B-2001ASME锅炉及压力容器规范-II材料B篇.非铁基材料(2004版)(中文版) 350.00157 ASME BPVC Section 2 Part C-2001ASME锅炉及压力容器规范-II材料C篇.焊条.焊丝及填充金属(2001版)(中文版) 400.00 158 ASME BPVC Section 2 Part C-2001ASME锅炉及压力容器规范-II材料C篇.焊条.焊丝及填充金属(2004版)(中文版) 400.00 159 ASME BPVC Section 2 Part D-2001ASME锅炉及压力容器规范-II材料D篇.性能(2001版)(中文版) 550.00160 ASME BPVC Section 2 Part D-2001ASME锅炉及压力容器规范-II材料D篇.性能(2004版)(中文版) 500.00161 ASME BPVC Section 4-2001 ASME锅炉及压力容器规范-IV 采暖锅炉建造规则(2001版)(中文版) 240.00162 ASME BPVC Section 4-2001 ASME锅炉及压力容器规范-IV 采暖锅炉建造规则(2004版)(中文版) 240.00动力锅炉建造规则(2001版)(中文版) 280.00164 ASME BPVC Section 1-2001 ASME锅炉及压力容器规范-I 动力锅炉建造规则(2004版)(中文版) 280.00165 ASME BPVC Section 7-2001 ASME锅炉及压力容器规范-VII动力锅炉维护推荐导则(2004中文版) 180.00166 ASME BPVC Section 7-2001 ASME锅炉及压力容器规范-VII动力锅炉维护推荐导则(中文版) 180.00167 ASME BPVC Section 6-2001 ASME锅炉及压力容器规范-VI 采暖锅炉维护和运行推荐导则(2004中文版) 120.00168 ASME BPVC Section 6-2001 ASME锅炉及压力容器规范-VI 采暖锅炉维护和运行推荐导则(中文版) 120.00。
ASME-NCA分卷
NCA分卷1级和2级的总体要求2004年07月01日版本核设备和部件的建造规则 ASME锅炉及压力容器委员会核动力分会出版日期及各种ASME钢印2004 ASME锅炉和压力容器规范 总目录 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C篇—焊丝、焊条及填充金属D篇—特性（惯例性）D篇—特性（公制）第Ⅲ卷 NCA分卷—第一册与第二册之总要求第一册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设备NF分卷—设备支承件NG分卷—堆芯支承件结构NH分卷—高温作业中的1级零部件附录第二册—混凝土反应堆容器第Ⅳ卷 加热锅炉第Ⅴ卷无损检验第Ⅵ卷推荐采用的加热锅炉的维护及运转标准第Ⅶ卷推荐采用的动力锅炉的维护标准第Ⅷ压力容器第一册第二册—补充规定第三册第Ⅸ焊接与钎焊评定第Ⅹ卷纤维补强的塑料压力容器第Ⅺ卷核动力设备的运转检查标准 第Ⅻ卷增补（ADDENDA）对本规范各卷的补充及修订内容均已以彩色纸张印出，每年出版一次。
届时委员会将把2007版规范出版前印出的各卷的增补寄给订户。
2004年版规范仅有活页本，因此其增补也可以活页、可替换的单页形式出版。
条款解释（Interpretations）美国机械工程师学会对涉及本规范技术方面的咨询以发行“条款解释”的形式作出书面答复。
将单独出版对各卷所作的条款解释，并将此条款解释作为对相应各卷所作的内容更新的组成部分。
在出版2004年版规范之前，上述条款解释半年出版一次(分别在7月和12月出版)。
第Ⅲ卷第一册和第二册的条款解释部分则包括在NCA分卷的内容更新部分。
2004年版规范的条款解释将在7月份出版年度增补序列.一月份提前发布的条款解释将在当月通过网址/条款解释进行发布,其作为7月出版内容。
规范案例(Code Cases）锅炉及压力容器委员会定期召开会议，研究本规范的补充及修改，制订规范案例以阐明现行规定的意图，或在急需时提供现行规范未包括的材料或制造标准。
ASME规范简介
ASME规范介绍3.1前言••• 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。
在核动力装置卷册，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。
3.2 ASME规范的构成及与核动力装置相关的内容ASME规范是美国锅炉及压力容器方面的国家标准，共分为十一卷，内容如下：•••••ASME 锅炉压力容器规范的总目录：第 I 卷动力锅炉第 II 卷材料技术条件A 篇铁基材料(钢铁材料)•••••••••• B 篇非铁基材料(有色金属材料)•• C 篇焊条、焊丝及填从金属• 第 III 卷核动力装置••••••• NCA 分卷 -- 第一、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 (适用钢制安全壳) •••••••••• NF分卷 -- 设备支承 (适用于各级别支承)•••••••••• NG分卷 -- 堆芯支承 (适用于CS级) •••••••••• 附录•••••••••• 第二册•••••••••• 混凝土反应堆容器与安全壳规则▲CB分卷----混凝土反应堆容器；▲CC分卷----混凝土安全壳。
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则第 VII卷动力锅炉维护的推荐规则第VIII卷压力容器•••••• 第一册•••••• 第二册 -- 另一规则第 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 卷核动力装置在役检验规则其中第Ⅲ卷是关于核动力装置设备的规范，与第Ⅲ卷相关的其它部分有：第Ⅱ卷材料技术条件；第Ⅴ卷无损检验；第Ⅸ卷焊接及钎焊评定；第Ⅺ卷核动力装置设在役检验规程。
ASME规范第XI卷IWF分卷轻水冷却核电厂一、二、三和MC级设备要求
IWF 分卷轻水冷却核电厂一、二、三和MC级设备支承件的要求IWF-1000范围和职责 (253)IWF-1100 范围 (253)IWF-1200 应受检验和试验的设备支承件 (253)IWF-1210 检验要求 (253)IWF-1220 阻尼器在役检查要求 (253)IWF-1230 免受检验的支承件 (253)IWF-1300 支承件的检验边界 (253)IWF-2000检验和检查 (255)IWF-2000检验和检查 (256)IWF-2100 范围 (256)IWF-2200 役前检验 (256)IWF-2210 初次检验 (256)IWF-2220 调整和修理/更换 (256)IWF-2400 检查时间表 (256)IWF-2410 检查计划 (256)IWF-2420 相继的检查 (257)IWF-2430 附加的检验 (257)IWF-2500 检验要求 (258)IWF-2510 选择检验的支承件 (258)IWF-2520 检验方法 (258)IWF-3000检验评定标准 (260)IWF-3100 检验结果的评定 (260)IWF-3110 役前检验 (260)IWF-3111 概要 (260)IWF-3112 验收 (260)IWF-3112.1 通过检验进行验收 (260)IWF-3112.2 通过修理进行验收 (260)IWF-3112.3 通过评定或试验进行验收 (260)IWF-3120 在役检验 (260)IWF-3121 概要 (260)IWF-3122 验收 (261)IWF-3122.1 通过检验进行验收 (261)IWF-3122.2 通过纠正行动进行验收 (261)IWF-3122.3 通过评定或试验进行验收 (261)IWF-3200 补充检验 (261)IWF-3400 验收标准 (261)IWF-3410 验收标准-设备支承件的结构完整性 (261)IWF-5000阻尼器在役检查要求 (263)IWF-5100 范围 (263)IWF-5200 役前检验和试验 (263)IWF-5300 在役检验和试验 (263)IWF-5400 修理/更换 (263)IWF-1000范围和职责IWF-1100 范围本分卷提供一级、二级、三级和MC级设备支承件的在役检查要求。
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
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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
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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
8
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
{设备管理}规范某卷分卷轻水冷却核电厂级设备要求
{设备管理}规范某卷分卷轻水冷却核电厂级设备要求卷分卷轻水冷却核电厂级设备要求规范第一章：总则1.1目的和范围本规范旨在规范卷分卷轻水冷却核电厂级设备的设计、制造、安装、调试、运行和维护，确保设备的安全可靠运行，提高电力厂的生产效率和经济效益。
1.2术语和定义本规范中使用的术语和定义参照相关国家标准和行业规范，并针对本规范所涉及到的特定设备进行了详细的解释。
第二章：设备概述2.1设备类型和数量根据电力厂的需要，明确卷分卷轻水冷却核电厂级设备的类型和数量，包括但不限于发电机组、锅炉设备、蒸汽轮机、冷却塔、辅助设备等。
2.2设备性能要求明确卷分卷轻水冷却核电厂级设备的性能要求，包括但不限于额定功率、效率、工作压力和温度、噪音和振动要求等。
第三章：设计要求3.1结构设计按照相关标准和规范，设计卷分卷轻水冷却核电厂级设备的结构，确保其承载能力和稳定性。
3.2材料选用根据设备的性能要求和工作环境的特点，合理选择材料，确保设备在正常工作条件下具有良好的耐腐蚀性和耐磨性。
3.3安全监测和控制系统设计设计设备的安全监测和控制系统，包括但不限于温度、压力、流量、液位等参数的实时监测和控制。
第四章：制造要求4.1制造工艺和工艺流程制定卷分卷轻水冷却核电厂级设备的制造工艺和工艺流程，确保设备的质量和可靠性。
4.2质量控制制定卷分卷轻水冷却核电厂级设备的质量控制体系，包括但不限于原材料的采购、检测和控制、制造过程中的质量控制、设备的出厂检验等。
第五章：安装和调试要求5.1安装要求制定卷分卷轻水冷却核电厂级设备的安装要求，包括设备的基础设计和施工、设备的吊装和安装等。
5.2调试要求制定卷分卷轻水冷却核电厂级设备的调试要求，包括设备的初次启动、试运行阶段的参数调整和故障排除等。
第六章：运行和维护要求6.1运行要求制定卷分卷轻水冷却核电厂级设备的运行要求，包括设备的正常运行参数范围、工作条件要求、设备的巡检和保养等。
6.2维护要求制定卷分卷轻水冷却核电厂级设备的维护要求，包括设备的定期检修、大修和更换等。
ASME第Ⅲ卷与第Ⅺ卷无损检测要求差异性分析
ASME第Ⅲ卷与第Ⅺ卷无损检测要求差异性分析发表时间：2020-03-20T06:28:25.087Z 来源：《建筑学研究前沿》2019年22期作者：翟国尧杨士博[导读] 对比分析了美国机械工程师协会（ASME）规范对核设备在设备制造和运行阶段中，对检验范围、检验技术、验收准则等方面的无损检测要求，对存在的差异进行了归纳总结。
翟国尧杨士博中核辽宁核电有限公司辽宁省葫芦岛兴城市 125112摘要：对比分析了美国机械工程师协会（ASME）规范对核设备在设备制造和运行阶段中，对检验范围、检验技术、验收准则等方面的无损检测要求，对存在的差异进行了归纳总结。
以AP1000某电厂反应堆压力容器出口接管与安全端连接焊缝、进口接管安全端与主管道连接焊缝为例对比分析设备制造和役前及在役检查中对上述焊缝的验收准则。
关键词：ASME；无损检测；反应堆压力容器；役前检查；在役检查美国机械工程师协会（ASME）颁布的《锅炉及压力容器规范》系列规范，至今已扩展至11卷28册。
其中第Ⅲ卷《核设施部件建造规则》、第Ⅺ卷《核电厂部件在役检查规则》与第Ⅱ卷《材料》、第Ⅴ卷《无损检测》等综合起来，组成了核电厂设备的材料、设计、制造、焊接、检测、运行等方面的一套完整的规范与标准体系。
目前，国内采用ASME规范设计的核电机组主要以三门、海阳核电AP1000堆型为主。
以上这些堆型在设备制造、役前及在役检查阶段，均按照ASME规范的要求实施无损检测。
ASME规范对核电建造各阶段的无损检验均有明确要求。
随着国内采用ASME规范进行无损检验的核电机组越来越多，因此有必要对规范中的无损检验要求进行梳理，并进行针对性的差异性分析。
1. ASME第Ⅲ卷与第Ⅺ卷无损检测要求差异性分析ASME第Ⅲ卷规定了核设备制造中的无损检验要求，第Ⅺ卷规定了核设备在役前和在役检查中的无损检验要求。
因此针对检验范围、检验技术、验收准则、结构体系等方面进行了比较。
以下列表举例规范均以ASME第Ⅲ卷1册NB分卷和ASME第Ⅺ卷1册IWB分卷为基础。
ASME规范第XI卷IWL分卷轻水冷却核电厂CC级设备要求
IWL 分卷轻水冷却核电厂CC级混凝土设备的要求IWL-1000 范围和职责 (266)IWL-1100 范围 (266)IWL-1200 受检验的物项 (266)IWL-1210 检验要求 (266)IWL-1220 免检的物项 (266)IWL-2000 检验和检查 (267)IWL-2100 概要 (267)IWL-2200 役前检验 (267)IWL-2210 检验时间表 (267)IWL-2220 检验要求 (267)IWL-2220.1 混凝土 (267)IWL-2220.2 无粘结的后张拉系统 (267)IWL-2230 修理/更换的役前检验 (267)IWL-2300 目视检验，人员资格和责任工程师 (267)IWL-2310 目视检验和人员资格 (267)IWL-2320 责任工程师 (268)IWL-2400 在役检查计划 (268)IWL-2410 混凝土 (268)IWL-2420 无粘结的后张拉系统 (268)IWL-2421 多堆厂址 (269)IWL-2500 检验要求 (269)IWL-2510 表面检验 (269)IWL-2520 无粘结的后张拉系统的检验 (269)IWL-2521 钢束的选择 (269)IWL-2521.1 免检 (270)IWL-2522 钢束张力和伸长的测量 (270)IWL-2523 钢丝束和钢铰线束取样检验和试验 (272)IWL-2523.1 钢束解除张力和检验样品的去除 (272)IWL-2523.2 取样检验和试验 (272)IWL-2523.3 重新张拉 (272)IWL-2524 钢束锚固区的检验 (272)IWL-2524.1 目视检验 (272)IWL-2524.2 游离水的记录 (273)IWL-2525 防腐介质和游离水的检验 (273)IWL-2525.1 取样 (273)IWL-2525.2 取样分析 (273)IWL-2526 防腐介质的排空和更换 (273)IWL-3000 验收标准 (275)IWL-3100 役前检验 (275)IWL-3110 混凝土表面状况 (275)IWL-3111 通过检验进行验收 (275)IWL-3112 通过评定进行验收 (275)IWL-3113 通过修理/更换进行验收 (275)IWL-3120 无粘结的后张系统 (275)IWL-3200 在役检验 (275)IWL-3210 表面状况 (275)IWL-3211 通过检验进行验收 (275)IWL-3212 通过评定进行验收 (275)IWL-3213 通过修理/更换进行验收 (275)IWL-3220 无粘结的后张拉系统 (275)IWL-3221 通过检验进行验收 (275)IWL-3221.1 钢束张力和伸长 (275)IWL-3221.2 钢束的钢丝或钢铰线的取样 (276)IWL-3221.3 钢束锚固区 (276)IWL-3221.4 防腐介质 (276)IWL-3222 通过评定进行验收 (276)IWL-3223 通过修理/更换进行验收 (276)IWL-3300 评定 (276)IWL-3310 评定报告 (276)IWL-4000 修理/更换 (278)IWL-4100 概要 (278)IWL-4110 范围 (278)IWL-4120 修理/更换程序 (278)IWL-4200 修理/更换计划 (278)IWL-4210 责任工程师 (278)IWL-4220 混凝土 (278)IWL-4230 钢筋 (278)IWL-4240 后张拉系统 (279)IWL-4300 检验 (279)IWL-5000 系统压力试验 (280)IWL-5100 范围 (280)IWL-5200 系统试验要求 (280)IWL-5210 概要 (280)IWL-5220 试验压力 (280)IWL-5230 泄漏试验 (280)IWL-5250 试验程序和检验 (280)IWL-5260 纠正行动 (280)IWL-5300 报告 (280)范围和职责IWL-1100 范围(a)本分卷提供CC级部件的钢筋混凝土和后张力系统役前检验、在役检查和修理/更换的要求，其中包括由CC-1000规定的混凝土安全壳。
ASME核电站规范标准体系介绍
（最大剪应力）
[σ] ? 第 四 强 度 理 论 σ0<
（复合主应力）
? ASME 的使用限制是基本强度理论的变形形式。
? 核一级设备（ASME NB）适用第三强度理论 即最大剪应力准则
? 核 二、 三 级 设 备 （ASME NC、ND） 适 用 第 一 强 度 理 论， 即最大主应力准则
核电设备建造基础
ASME规范标准体系结构
? C、需作参照的其它技术条件和标准 ?检 查 方 法 和 验 收 标 准 ， 美 国 材 料 与 试 验 学 会 （ASTM）。 ? 有关产品 (如阀门法兰和附件 )的尺寸标准，美国国家 标准学会(ANSI) 。 ? 有关产品 (如阀门法兰和附件 )的尺寸标准和其他标准， 阀门和附件工业制造厂标准化协会（WSSVFI) 。 ? 焊接和钎焊材料的技术条件，美国焊接学会 (AWS ）。 这类技术条件编入第II卷，并以“SF－”表示。 ? 贮罐和法兰的设计和制造的标准 ，美国石油学会 (API) 。
ASME2000 中提出了设备分级；按设备分级进 行设计、制造和质量控制。
设备分级 1级
2级 3级 MC 级 CS 级 CS 级 CB 级 CC 级
规范
说明
第 1 分册 NB；高温 1 级设备
NH
第 1 分册 NC
2 级设备
第 1 分册 ND
3 级设备
第 1 分册 NE
金属安全壳
第 1 分册 NF
支承结构
第 1 分册 NG
堆芯支承结构
第 2 分册 CB
混凝土反应堆容器
第 2 分册 CC
混凝土安全壳
ASME- Ⅲ NCA 分卷
三 、设备的设计基础
NCA分卷规定了系统运行与试验工况，规定了设 计、使用和试验载荷及其限值的确定。 ASME对有机械运动要求的部件的运行性能不予 保证，即ASME主要保证部件完整性。
核电设备建造规范标准
C篇 2级设备
C3200 容器的设计规则：第一种方法 C3300 容器的设计规则：第二种方法 C3400 泵的设计规则 C3500 阀门的通用设计 C3600 管道设计 C4000 制造及检验 C5000 水压试验
Ｍ篇 材料
M100 总则 M200 钢和合金 M300 制品和零件 M1000 碳钢
制造与检验规则：法国本身核工业实践经验 的具体体现，以法国的制造和检验标准作 为基础。
RCC—M规范标准体系结构
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
的规则； ▪ 压力试验要求。
C篇 2级设备
C1000 总述 C1100 引言 C1200 需制定的文件 C1300 识别标记
C篇 2级设备
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
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。
B篇 1级设备
• 设计总则B-3100
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
ASME第XI卷
ASME第Ⅺ卷核电厂设备在役检查规则-2001版（上册）上海核工程研究设计院2003年10月编制说明美国国家标准学会（ANSI）在1968年主持并成立了由美国NRC代表和核工业界代表组成的《核电厂在役检查规则起草委员会》，6个月后起草了《核电厂设备在役检查规则（草案）》。
该工作后转由美国机械工程师学会（ASME）主管。
为此在1970年相继成立了ASME锅炉与压力容器委员会（BPVC）管辖下的《核电厂设备在役检查分委员会（SCXI）》，同年正式出版了ASME规范第XI卷《核电厂设备在役检查规则》，该规则成为ASME规范一个重要的部分，并作为规定性要求，由核电厂所在的州来执行，同时被美国核管理委员会（NRC）采用，并强制性实施。
在以后三十年中，规范以每隔3年讨论、修改和出版一次。
第XI卷《核电厂设备在役检查规则》包括核电厂设备检验、检查、试验、评定、修理及更换等方面一套完整内容的规定性规则。
该规范制订了一整套对核电厂设备（包括安全1、2、3级设备及支承件、MC、CC级金属内衬与混凝土设施等）材料和焊缝进行无损检验的方法、周期、验收标准等。
在规定性附录Ⅰ～Ⅸ中详细描述了超声和涡流这两种检验方法、在役检验人员的资格与取证考核要求。
主要目的是确保在役检验时能探测到设备内存在缺陷的确切尺寸、位置和走向，通过规定的验收标准判断缺陷是否合格。
如果检验结果表明缺陷超出规定的验收标准，规范允许采用两种途径来给予解决：一种是采用“维修/更换”活动，其全过程必须满足IWA-4000《“维修/更换”活动》规定的全部要求和验收准则。
另一种方法还允许采用分析评定或工程评价的方法作进一步的评定与验收，在非规定性附录A～L中，应用断裂力学理论，对承压容器和管道的缺陷如何进行分析与评定提出的较完整方法是可以适用的。
第Ⅺ卷中所规定的缺陷验收标准（缺陷尺寸、位置和走向等）也是根据该方法及经验综合后制订出来的。
总之，《核电厂设备在役检查分委员会》的宗旨是“确保核电厂设备安全可靠运行，并保持原有设计、建造时的结构完整性”。
ASMEⅢND
ASMEⅢNDASME 锅炉及压力容器规范国际性规范 III 核设施部件建造规则美国国家标准第 1 册 ND 分卷 3 级部件 2004 版 2004 年 7 月 1 日ASME 锅炉及压力容器委员会核动力分委员会编著上海发电设备成套设计研究院翻译上海核工程研究设计院上海科学技术文献出版社 2004 版核电有关的 ASME 锅炉及压力容器规范翻译出版委员会名单主任:常务副主任:副主任:委员:(以姓名比画为序) 2 出版说明美国机械工程师学会(ASME)颁布的《锅炉及压力容器规范》(简称《ASME 规范》或《规 )范》，是目前世界上公认的范围最为广泛、内容最为详尽的一部关于锅炉及压力容器规范。
该系列的《规范》在一些国家已得到广泛应用，有些国家的规范、标准也来源于 ASME 规范。
规范自 1914 年正式问世以来至今已有九十余年历史，在近三十年中，规范保持每三年修订一次，颁布新的版本。
至今已扩展至 11 卷 28 册的系列型规范。
其中第 III 卷《核设施部件建造规则》已扩展到 3 册 12 部分卷，它与第 II 卷《材料》、第 V 卷《无损检测》、第 VIII 卷《压力容器建造规则》、第 IX 卷《焊接和钎焊评定》、第 XI 卷《核电厂部件在役检查规则》等综合在一起形成了核电厂部件的材料、设计、制造、焊接、检测、运行等方面一套完整的标准体系。
随着我国核电工程以及相应的核电工业和科技的纵深发展，为更好地消化吸收国外先进的规范、标准体系，积极推进我国自主核电部件设计、制造事业的发展，并为建立我国自主核电部件标准体系创造良好条件。
翻译出版 ASME 核电方面规范有了新得需要。
在 2006 年 2 月 1 日上海发电设备成套设计研究院与美国机械工程师学会(ASME)签订了许可协议，ASME 授权翻译出版核电有关的 2004 版 BPV-III、BPV-XI、OM、AG-1、QME 和NQA 等规范、标准和导则。
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IWD 分卷轻水冷却核电厂三级设备的要求IWD-1000 范围和职责 (224)IWD-1000范围 (224)IWD-1200应受检验的设备 (224)IWD-1210检验要求 (224)IWD-1220免受检验的设备 (224)IWD-2000 检验和检查 (225)IWD-2200役前检验 (225)IWD-2400检验时间表 (225)IWD-2410检查计划 (225)IWD-2411检查计划A (225)IWD-2412检查计划B (225)IWD-2420相继检验 (226)IWD-2430附加检验 (226)IWD-2500检验和压力试验的要求 (226)IWD-3000 验收标准 (231)IWD-5000 系统压力试验 (232)IWD-5200系统试验要求 (232)IWD-5210试验 (232)IWD-5220压力 (232)IWD-5221系统泄漏试验 (232)IWD-5222系统水压试验 (232)IWD-5230温度 (233)IWD-5240边界 (233)范围和职责IWD-1000范围本分卷为轻水冷却核电厂三级承压设备及其焊接附件的在役检查规定了要求。
IWD-1200应受检验的设备IWD-1210检验要求本分卷的检验要求应适用于支持下列功能的3级承压设备及其焊接附件。
(a)停闭反应堆；(b)应急堆芯冷却；(c)安全壳排热；(d)安全壳内大气净化；(e)带出反应堆余热；(f)从乏燃料贮存池排出余热。
IWD-1220免受检验的设备下列设备或设备的部分免作IWD-2500要求的VT-1目视检验：(a)对于除压水堆电厂辅助给水系统之外的那些系统：(1)NPS4（DN100）和更小的管路系统。
(2)在NPS4（DN100）和更小的管路系统上①的容器、泵、阀和连接件。
(b)对于压水堆电厂内辅助给水系统：(1)NPS1（DN25）和更小的管路系统；(2)在NPS1（DN25）和更小的管路系统上的容器、泵、阀和连接件。
(c)在系统（或系统的部分）中运行压力≤1900kPa和温度≤93℃，且不要求支持余热排出和应急堆芯冷却的设备；(d)由于包容在混凝土内、置于地下、位于贯穿件或防护套管内封装不可接近的焊缝或焊接区。
注：①管路系统定义为具有的入口、出口管模截面积都不超过规定尺寸的名义外径截面积。
检验和检查IWD-2200役前检验除了表IWD-2500-1检验类别D-B以外，本章所要求的所有检验内容必须作为役前检验要求在核电厂首次启动以前全部检验项目。
IWD-2400检验时间表IWD-2410检查计划在役检验和系统水压试验可在系统运行或电厂停役期间进行。
IWD-2411检查计划A(a)除焊接附件按检验类别D-A检验设备支撑变形外，每一检验类别需作的检验必须在表IWD-2411-1规定的检查间隔内完成。
(b)40年后完成检查计划A，相继的检查间隔必须取检查计划B的10年检查间隔。
IWD-2412检查计划B(a)除焊接附件按检验类别D-A检验设备支撑的变形外，每一检验类别所需的检验必须在表IWD-2412-1规定的每一检查间隔内完成。
如果在一个检验类别内存在的需检验的项目少于3个，则项目可在任二个周期内进行，或在任一周期内检验（如果仅存一个需检验的项目），以此来代替表IWD-2412-1规定的百分数要求。
(b)如果在使用寿期内检查计划中增添检验项目，则检验必须作如下安排：(1)如果在一个间隔的第一周期增添检验项目，则在该间隔的第二和第三周期内每个周期中必须完成适用检验类别和要求增添项目的检验数，至少为25%。
(2)如果在一个间隔的第二周期增添检验项目，则在该间隔的第三周期内每个周期中必须完成适用检验类别和要求增添项目的检验数，至少为25%。
(3)如果在一个间隔的第三周期内增添检验项目，则检验应根据IWD-2412(a)，将检验安排在相继的间隔中。
IWD-2420相继检验(a)在第一个检查间隔期内确定的设备检验顺序应尽可能在每个相继检查间隔内重复进行。
(b)如果设备根据IWD-3000的规定对缺陷显示进行评定，且该设备评为可允许继续使用，应在IWD-2400检查计划时间表内所列的下一个检查周期内对存在缺陷或相关条件的区域重复检验。
(c)如果IWD-2420(b)要求的复验发现，缺陷或相关条件在下一个检查周期内基本保持不变，则设备检查时间表仍可按原先安排的相继检查时间表进行。
(d)如果焊接附件检验为鉴定设备支撑的变形，且这些检验的结果超过IWD-3000规定的验收标准，如果业主根据评定确定有必要性，则应进行相继检查。
IWD-2430附加检验(a)如果按表IWD-2500-1要求进行的检验（检验类别D-B除外）发现缺陷显示或相关条件超过IWD-3000规定的验收标准，则在当前停役期间应扩展检验范围进行附加检验。
附加检验应包括检查项目①内的焊缝、区域或部位②的附加数量。
该附加检验数等于在间隔内计划安排检查项目的焊缝、区域或部位数的20%。
附加检验应从相同材料和使用条件的焊缝、区域或部位中选择。
这种附加选择可要求包括不止存在一个缺陷或相关条件的管道系统。
(b)如果IWD-2430(a)要求进行的附加检验发现，缺陷或相关条件超过IWD-3000规定的验收准则，则检验应扩展到当前停役期间包括的附加检验。
附加检验的范围应由业主根据该缺陷或相关条件的根本原因的工程评定来确定。
业主采取的纠正措施应按IWA-6000的规定纪录形成正式文件。
(c)在完成IWD-2430(a)或(b)规定的检验的周期之后的周期中，检验应按IWD-2400规定的原时间表进行。
(d)如果焊接附件检验为鉴定设备支撑变形，且这些检验结果超过了表IWB-3410-1规定的验收标准，则应作附加的检验（如果业主根据评定确定具有必要性）。
IWD-2500检验和压力试验的要求(a)设备应按表IWD-2500-1的规定进行检验和压力试验。
除采用的另外检验方法满足IWA-2240的要求外，承压边界的设备和部件检验方法应符合表IWD-2500-1的规定。
(b)表IWD-2500-1采用以下格式。
检验类别检验区域D-A 容器、管道、泵和阀上的焊接附件D-B 所有承压设备①检查项目列于表IWD-2500-1，可包括一系列由检查计划和时间表（IW A-2420）要求检验的部件焊缝、区域或部件。
②焊缝、区域或部位，在表IWD-2500-1的特殊检查项目中描述或规定。
表IWD-2411-1表IWD-2412-1注：①如果任一检验类别在第一周期完成数超过34%，则在第二周期内必须至少完成要求检验数的16%。
表IWD-2500-1228表IWD-2500-1（续）229注：表面区域检验可限于不移走支承件就可接近得这些区域图IWD-2500-1 焊接附件设备设备设备设备设备设备边界IWD边界 边界边界IWD 边界（焊缝长度）边界支承件支承件支承件支承件支耳 取1或t 中的较小值取1或t 中的较小值整体附件验收标准本章在编制过程中，IWB-3000的规则可采用。
系统压力试验IWD-5200系统试验要求IWD-5210试验(a)承压设备必须按规定的频度进行压力试验，并按表IWD-2500-1中检验类别D-B规定的方法进行目视检验(1)系统泄漏试验，IWA-5211(a)(2)系统水压试验，IWA-5211(b)(b)(1) 系统压力试验和目视检查应根据IWA-5000和本章的要求进行。
系统内的工作流体应是加压试验的介质。
(2) 蒸汽系统可采用水或气体作加压介质。
如果气体作加压介质，则试验程序中应包括将试验系统设备穿壁泄漏的进行探测和定位的方法。
IWD-5220压力IWD-5221系统泄漏试验系统运行期间正常运行压力作为系统泄漏试验的压力是可接受的。
IWD-5222系统水压试验(a)系统设计温度等于或低于93℃时系统水压试验的压力至少应等于系统压力P sv的1.10倍，系统设计温度超过93℃时系统水压试验的压力至少应等于系统压力P sv的1.25倍。
如果作试验的系统的边界内设置了超压保护，则系统压力P sv应是一系列安全阀或泄压阀的最低压力整定值。
如果系统（或系统的部分）不设置安全阀或泄压阀，则必须以系统设计压力P d来代替P sv。
(b)按IWA-5211(a)规定，进行的气体试验压力，应是IWC-5221规定的系统泄漏试验压力。
(c)常压贮存箱的试验压力取用箱内充至设计容积具有的水力压头。
(d)对于工作压力0～103kPa的贮存箱，其试验压力为1.1P G。
对于提供泄压阀进行超压保护的贮存箱，P G是其液位以上蒸汽或气体空间的设计压力。
(e)为了试验，必须将从贮存箱引出的吸液管或排液管的开口端①到第一个关闭阀之间的管可视为贮存箱的延伸部分。
(f)对于开式系统（如厂用水系统）内最后一个截止阀以外排放管路开口端部分，必须进行能证明流道通畅的试验来代替系统水压。
(g)从设备延伸到最后截止阀外的非封阀的排风和排水管，以及非封阀的安全阀或卸压阀排放管（包括排入安全壳降压池的安全阀管道和卸压阀管道），应免作水压试验。
①连至结构包容体（如厂用水泵吸入口结构）的排放管收集箱、地坑和向大气开口的水槽，认为是开口端。
(h)用于测量系统水压或气压的压力测量仪表应满足IWA-5260规定的要求。
IWD-5230温度(a)如果系统中包含了铁素体钢的设备，则系统水压试验的温度应满足防断裂准则的要求，如果需要，或由业主确定。
(b)对于完全由奥氏体不锈钢材料制造的设备组成的系统，试验温度不必满足防断裂准则的要求。
IWD-5240边界(a)承压边界仅包括要求运行或支持安全功能直至并包括第一个正常关闭（包括安全阀或卸压阀）或在安全功能需要时能自动关闭的阀门的系统部分。
(b)IWD-5240(a)规定边界外侧的设施和排放管开端部位没有检验的要求。
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