核2、3级承压设备制造过程中的成型工艺评定——RCCM标准和ASME规范的应用体会
ASME与RCC-M比较
以一览表的方式将两个规范的条款作较详细的对照，以期客观地比较。 为避免漏项，我们以RCC-M为基线，列于比较表的左边，对应的ASME列于右边。同时，我们设置评述一栏，以最简单 的词语作评述。在质量保证专业的比较中，我们加入了HAF003及其相关的导则，目的是实用。 在上述核一级容器设备制造相关内容的范围内，并未尽数罗列全部规定，也非全文载入，仅摘录其中的核心或主题， 以反映规范的原意，所以在引用时，请仔细查阅原文。 按规范涉及的专业设置专题，在比较后，有个【比较后记/小结】 。在此作者提出自己的观点与体会，不一定正确，仅 供读者开阔思路时参考。 02.4 参考
为准确列出比较项目，参考了中国核动力院为红沿河核电站编制的RPV、SG、 比较 第一部分 总论与制造
目录
0，RCCM与ASME结构对应关系 ..............................................................................................................................................................................................................1 1. A 分卷总要求 （A总则 vs NCA总要求+N-QA核质保） 2 1.1 RCCM ASME管制的设备范围 ............................................................................................................................................................................................................2 1.2 总则 .................................................................................................................................................................................................................................................3 1.3 文件要求 ...............................................................................................................................................................................................................................................4 1.4 质量保证条款 ......................................................................................................................................................................................................................................6 【附页1】RCC-M A5000、ASME NQA-1、HAF003质量保证大纲要求的概要比较@ .......................................................................................................................8 【附页3】ASME-N / NPT 取证基本流程 .............................................................................................................................................................................................. 14 【比较后记】 15 2， 制造 17 2.0 前言 ............................................................................................................................................................................................................................................... 17 2.1 标识 ............................................................................................................................................................................................................................................... 18 2.2 成型工艺 ............................................................................................................................................................................................................................................. 19 2.3 表面处理 ............................................................................................................................................................................................................................................. 21 2.4 焊接装配与准直 ................................................................................................................................................................................................................................ 22 2.5 涨管 ............................................................................................................................................................................................................................................... 23 2.6 机械连接 ............................................................................................................................................................................................................................................. 25 2.7 清洁 ............................................................................................................................................................................................................................................... 26 2.8 水压试验 ............................................................................................................................................................................................................................................. 30 【本卷比较后记】 31
装备制造业名词：RCCM
装备制造业名词：RCCM装备制造业名词2009-10-09 18:08:57 阅读123 评论0 字号：大中小1、RCC-MRCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。
RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASME－III等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。
为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。
此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。
这就是RCC系列标准的由来。
自1980年10月出版第一版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN 不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前最新版本2007版，共计有7个版本。
RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。
在RCC-M标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。
AFCEN定期举行小型会议（每年10～20次），由50～100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M标准进行更新。
RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。
RCC-M中所给出的规则主要借鉴了"ASME锅炉及压力容器规范"第III卷核动力装置设备（NB、NC、ND、NG、NF）各篇的有关内容，并吸收了法国在工业实践中取得的成果。
RCC-M所给出的制造和检验规则是法国本身核工业实践经验的具体体现，这些规则是法国对外出口技术的承诺。
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。
523级压力容器水压试验RCC+M与ASME的对比分析
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｉｔ ｉｎｔｒｏｄｕｃｅｓ ｔｈｅ ｎｅｃｅｓｓｉｔｙ ａｎｄ
ｏｂｊｅｃｔｉｖｅ
ＲＣＣ—Ｍ（２０００＋２００２），ＲＣＣ—Ｍ（２００７），ＡＳＭＥⅢ（２０１０）ｉｎ
ｐｒｅｓｓｕｒｅ，ｗａｔｅｒ ｔｅｍｐｅｒａ—
ｔｕｒｅ，ｐｒｅｓｓｕｒｅ ｈｏｌｄｉｎｇ ｔｉｍｅ ａｎｄ ｔｈｅ ａｃｃｅｐｔａｎｃｅ ｃｒｉｔｅｒｉａ，ｔｈｅ ｈｙｄｒｏｓｔａｔｉｃ ｔｅｓｔ ｐｒｅｓｓｕｒｅ ａｎｄ ｗａｔｅｒ ｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅ
用水温度的原则性要求，标准中虽然给出了韧脆 转变温度的测定方法，但是由于该数值不仅与材 料种类、牌号有关，即使是同一种材料，不同的厚 度和热处理工艺也会造成韧脆转变温度不同。 在实际操作中，建议按照我国民用压力容器
标准ＧＢ １５０＿２０１１《压力容器》¨叫的要求，对于
４保压时间和验收准则
ＲＣＣ—Ｍ对保压时间和验收准则的规定：水 压试验时，设备本体的缺陷，如细微裂纹的扩展需 要时间，水通过微细的裂纹外渗也需要时间，因此 需要维持一定的保压时间，这样有利于充分暴露
（２）气体压力容器，表压超过４ ｂａｒ，且表压
（ｂａｒ）和容器容积（Ｌ）的乘积超过８０ ｂａｒ・Ｌ的容 器；
ＡＳＮＥⅢＮＣ６２２０规定：“按ＮＣ３２００要求设
计的容器，水压试验不得低于设计压力的１．２５
倍；其它部件的水压试验压力，不得低于其设计压
・５ｌ・
万方数据
核安全２，３级压力容器水压试验ＲＣＣ—Ｍ与ＡＳＭＥ的对比分析
核安全２，３级压力容器水压试验做了较大的改 变，一方面不再区分是否为高性能部件，另一方面 水压试验压力的确定方法也迥然不同。 ＲＣＣ—Ｍ ２００７版Ｃ５２２１中对水压试验压力
Ｐ，规定如下：
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。
RCCM焊接复习思考题
RCC-M焊接复习思考题一判断（每题1分，共30分）（1）民用核安全设备标准包括国家标准、行业标准、不包括企业标准。
（×）（2）试件表面最后一层不允许修磨和返修。
（√）（3）连续中断焊接工作超过三个月的，焊工、焊接操作工所持资格证书自动失效。
（√）（4）奥氏体不锈钢窄间隙自动焊可能出现的最大焊接缺陷风险是气孔。
（×）（5）从事民用核安全设备焊接活动的焊工、焊接操作工依据HAF603规定参加考核并缺德资格证书，方可从事民用核安全设备焊接活动。
（√）（6）ASME规范中，手工堆焊焊条直径的改变必须要重新进行评定（×）（7）RCC-M规范中，堆焊见证件是通过在产品上直接在堆焊层上取样的方式实现的（√）（8）焊材中的钴元素，具有半衰期长，辐射能量高的特点（√）（9）稳压器的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起回路水容积的变化和调节一回路系统冷却剂的工作压力。
（√）（10）核电承压设备的返修焊接前应进行预热，预热方式可以是电加热、炉内加热、排式火焰加热2、对于核承压设备焊缝返修，同一位置不超过三次，超过三次应由技术负责人签字审批，且应报业主会签。
（×）（11）为了降低返修是的焊接应力，避免焊接裂纹，可以采用锤击技术，对其层间焊道和盖面焊道在施焊过程中实施锤击。
（×）（12）奥氏体不锈钢焊接时，应根据母材的化学成分，选用化学成分类型相同的奥氏体不锈钢焊条。
（√）（13）焊接16MnR和Z3CN20-09M时，可先在Z3CN20-09M表面堆焊一层镍基过渡层，然后再焊接。
（×）（14）取得国外相关资质的境外单位焊工、焊接操作工、经国务院核安全监管部门核准后，方可在中华人民共和国境内从事民用核安全设备焊接活动。
（√）（15）镍基合金焊接时，变浅而宽的熔池为深而窄的几何形状，可以避免在焊缝中心部位形成偏析元素富集的脆弱区，从而减小了结晶裂纹倾向。
（×）（16）由温家宝总理签署的中华人民共和国国务院令第500号《民用核安全设备监督管理条例》自2008年1月1日起施行。
核电蒸汽发生器锻件应用RCC_M标准与ASME标准取样方式的差异(1)
收稿日期：2011 —04 —21 作者简介：连占卫（ 1982 —） ， 男， 工程师， 主要从事核电锻件工艺 研究。
檷檷檷檷檷檷殟 44
综
述
核电蒸汽发生器锻件应用 RCC-M 标准与 ASME 标准取样方式的差异
连占卫
（ 天津重型装备工程研究有限公司 ， 天津 300457 ） M 及 ASME 标准中对核电蒸汽发生器主要锻件取样方式的要求 ， 摘要：总结了 RCC比较了两者的差异， 目 的是进一步理解两个标准有关核电蒸发器锻件取样的要求 ， 以便在生产中正确地使用标准 。 M； ASME； 取样 关键词：核电蒸汽发生器锻件 ； RCC+ 中图分类号：TG316． 1 93
冲击
与试验有关区域距圆柱表面的距离为 60 mm。 距其他 表面的距离小于 40 mm。 冲击试样缺口轴线与轧制表 面垂直。
9 ×4
落锤 补充冲击
在管嘴加强侧取样 ； 试样上与试验有关表面距淬火圆柱表面最小 60 mm， 距 其它淬火面最小 40 mm。
8 HTMP + SSRHT 12 横向
注： 横向： 指试样轴向垂直于锻件主加工方向 。
试验 项目 拉伸
表 2 椭球封头取样数量、 方向及位置 The ellipsoiol sealing head sampling，direction and location
取样方法 取样数量 （ 数量 × 位置） 2 ×4 2 ×2 试样状态 HTMP HTMP + SSRHT HTMP 9 ×2 3 ×2 HTMP + SSRHT 3 ×2 R ＊ ＊ R C ＊ ＊ ＊ ＊ 试样 方位 C C C 试环 1 X ＊ ＊ ＊ ＊ Y ＊ 试环 2 X ＊ ＊ ＊ ＊ Y ＊
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。
RCCM和ASME比较
【附页1】RCC-M A5000、ASME NQA-1、HAF003质量保证大纲要求的概要比较@ ....................................................................................................................... 8
以一览表的方式将两个规范的条款作较详细的对照，以期客观地比较。
为避免漏项，我们以RCC-M为基线，列于比较表的左边，对应的ASME列于右边。同时，我们设置评述一栏，以最简单 的词语作评述。在质量保证专业的比较中，我们加入了HAF003及其相关的导则，目的是实用。
在上述核一级容器设备制造相关内容的范围内，并未尽数罗列全部规定，也非全文载入，仅摘录其中的核心或主题， 以反映规范的原意，所以在引用时，请仔细查阅原文。
0，RCCM与ASME结构对应关系 ..............................................................................................................................................................................................................1
按规范涉及的专业设置专题，在比较后，有个【比较后记/小结】。在此作者提出自己的观点与体会，不一定正确，仅 供读者开阔思路时参考。 02.4 参考
为准确列出比较项目，参考了中国核动力院为红沿河核电站编制的RPV、SG、PRZ设备规格书。
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Байду номын сангаас
ASME-III 与 RCC-M 比较 第一部分 总论与制造
核安全2,3级压力容器水压试验RCC—M与ASME的对比分析
很大 的社 会影 响 ， 因此在设 备竣 工后 出厂前 ， 进行 短时 超压 的水压 试验 是保证 设备 安全不 可或 缺 的
手段 ． ．
第２ ９卷第 ９期
压
力
容
器
第 ２ ８期 ３
的不 在 于 考 核 整 体 强 度 ， 是 检 查 设 备 的致 密 而
性 。
除高性 能 部件 以外 的其他 核安全 ２ ３级 压 力 ，
Ｗ ＡＮＧ ｉ ＯＵ ｏ—ｙ ｎｇ， ＡＮＧ Ｌｅ ， Ｇｕ ｏ Ｗ Ｌｉ—ｓ ａ ｈｕ ｉ
（ ｈｎ ｕｌａ ｏ ｅ ｅｉ ｏ ，ｔ． Ｓ ｅｚｅ ） Ｓ ｅ ｚｅ １ ０ ０ Ｃ ｉａ Ｃ ｉａＮ ｃ ｒＰ ｗ ｒＤ ｓ ｎＣ ． Ｌｄ （ ｈｎｈ ｎ ，ｈｎｈ ｎ５ ８ ０ ， ｈｎ ） ｅ ｇ
容 器为 非高性 能部 件 。
Ｒ Ｃ—Ｍ ２ ０ Ｃ ０ ７版 相对 于 Ｒ Ｃ—Ｍ ２ ０ Ｃ ０ ０版 对
１２ 水压试 验参数 ． 水 压试验 的主要 参 数 包括 试 验 压 力 、 验 用 试
核 安全 ２ ３级 压 力 容 器 水 压 试 验 做 了较 大 的 改 ， 变， 一方 面不 再 区分是 否为高性 能部 件 ， 另一方 面 水 压试 验压力 的确定 方 法也迥 然不 同 。
版 ） Ａ Ｍ ｌ（０ ０版 ） ，Ｓ Ｅ ｌ ２ １ Ｉ 中水 压试验 压 力 、 温 、 水 保压 时间和验 收准则 相 关规定 的对 比分 析 ， 对核 安 全 ２ ３级压力 容器水 压试 验压 力 、 温给 出 了具体 建议 。 ， 水
核电锻件质量控制要点
核电锻件质量控制要点文章主要阐述了制造厂在生产锻件的过程中，质量控制人员对执行RCCM 规范和ASME标准的产品在实际生产过程中应该注意的问题，以方便进一步加强核电产品在生产过程中的质量控制。
标签：RCCM规范；ASME标准；控制要点引言目前，我国已运行和在建的核电站机组有秦山的一期二期三期，大亚湾，岭澳，连云港田湾等，正在积极筹建的有广东阳江，浙江三门，山东海阳，湖南桃花江，江西彭泽等核电站。
为了进一步加强核电产品的质量控制，有效区分两种标准的异同，文章对几个容易发生问题的地方作出对比，让制造厂中的质量控制人员尽量避免在工作过程中由于人为的疏忽造成的不符合项出现。
1 开工文件审查在RCCM规范中规定，如果部件先前未曾被制作或者制作工艺未曾采用过，那么在大量生产以前要先制作模型，如果制作者以前生产过同类部件，则不需要制作原型，并且产品和车间必须要按照M140进行相关评定后才能进行正式产品的生产和制造。
其中包括适用范围，产品或部件的鉴定，车间的资格鉴定。
在ASME第Ⅲ卷中并未对此类评定进行相关描述，而且并不要求昂贵的原型制作，检测或实验，但是制造厂在生产核电锻件之前必须要取得NPT证书，并且与生产制造有关的相关文件必须要得到采购方的书面批准。
2 化学分析由于不同的采购方对需要检验的元素种类不同，所以无法一一列出，但所有执行RCCM规范的核电产品，除了满足采购方的要求外，还必须满足RCCM中M130的要求，而M130中规定“即使在采购技术规范中没有规定测定硼的含量，也必须在化学分析的报告中注明硼的含量”，所以，执行RCCM规范的核电产品在做化学分析时必须加上硼元素，并且根据回路的不同，要分别满足M130a和b 的要求。
而在ASME标准中，对于化学分析一般是由业主或设计方在采购技术文件中给出。
通常压力容器锻件除了要求分析常规元素外，还要分析ASTM E350-95中列出的所有残余元素，而蒸发器锻件通常不要求。
核2、3级承压设备制造过程中的成型工艺评定——RCCM标准和ASME规范的应用体会
同 的 成 型 过 程 和 成 及 成 型 后 所 经 历 的 所 有 热
２ ＲＣＣ 标 准 和 ＡＳ Ｅ 规 范 对 成 型 评 Ｍ Ｍ
形 后 的热 处 理 。
处理 ； 也 可 以 直 接 拉 伸 试 （ 样 ， 模 拟表 面最 大应 变， 来
ＮＣ４２１ ． （ ） ３ ２ ｄ ）。
３ ｐ ｅ ｓ ｒ ｑ ｉ ｍｅ ｔａ ｄ ｔ ｅｅ ａ ｕ ｔ ｎ ｏ ｏ ｍｉ ｇ ｔ ｃ ｎ ｌｇ ｒ ｓ ｕ ｅｅ ｕ ｐ ｎ ｎ ｈ ｖ ｌ ａ ｉ ｆｆ ｒ ｎ ｅ ｈ ｏ ｏ ｙ，ｗｈ ｃ ｕ ｄ ｇ ｖ ｏ ｎ ｉｈ ｅ ｍｅ ｔａ ｄ ｒ ｆ ｒ ｎ ｅ ｏ ｉｈ ｗｏ ｌ ｉ ｅ ｓ ｍｅ ｅ ｌ ｔ ｎ ｎ ｎ ｅｅ ｅ ｃ ｇ
ｓａ ｄ ｒ ｓｌ ｔｄｉ ｈ ａ ｅ ａ ｅ ｎ ｔｅｃ ｍｐ ｒ ｏ ｅ ｗｅ ｎｔ ｏ ｅｔ ｔｎ ａｄ ｕ ｉｇｔ ｅｆｂ ｉａｉｎｏ ｌｓ ＆ ｔｎ ａ ｄ ｉ ｅ ｔ ｅｐ ｐ ｒｂ ｓ ｄｏ ｈ ｏ ａ ｉ ｎ ｂ ｔ ｅ ｈ ｓ ｗｏｓａ ｄ ｒ ｓｄ ｒ ｈ ａ ｒｃ ｔ ｆｃａ ｓ２ ｓ ｎ ｓ ｎ ｏ
按 ＡＳ Ｅ ＮＣ ４ １ ． ） 范 要 求 的 检 验 项 目 ： Ｍ （ － ３ ２ 规 ２
（ ） 型 温 度 ＞ ｌ０ （， （ ） 计 规 格 书 要 求 该 １成 ５ 、 １设 （ ） 钢 或 合 金 钢 应 变 零 件 材 料 作 冲 击 试 验 ， ２碳 要 求 评 定 的 范 围 ＞ ５ ， ％
ASME与RCC-M规范中核级设备对接焊缝制造阶段的超声检测要求对比
ASME与RCC-M规范中核级设备对接焊缝制造阶段的超声检测要求对比姚晓园; 甘文军; 杨勇; 蔡家藩; 卢威【期刊名称】《《无损检测》》【年(卷),期】2019(041)011【总页数】4页(P65-67,79)【关键词】ASME; RCC-M; 焊缝; 超声检测; 制造阶段【作者】姚晓园; 甘文军; 杨勇; 蔡家藩; 卢威【作者单位】中核武汉核电运行技术股份有限公司武汉 430223【正文语种】中文【中图分类】TG115.28我国批量建造的二代改进型压水堆核电厂(CPR1000)、具有自主知识产权的三代先进压水堆核电厂(ACP1000)及三代引进技术示范工程中(AP1000)，前两种堆型应用的规范是法国的RCC-M规范，后一种堆型应用的是美国的ASME标准，整体评定上两个标准基本能保持一致，然而在细节上还存在一些差异，这就使得在检验和评定方面易产生混乱。
标准规范的出发点在于确保设备运行的安全可靠，而不同的标准都应与不同国家的规范及所设计的设备一一对应，才能构成相互协调的安全屏障。
RCC-M与ASME标准在核级设备对接焊缝的超声检测要求上有所差别，即使同一标准对设备的制造、役前和在役检查各个阶段，其超声检测要求也不尽相同。
笔者主要对比了两个规范在核级设备对接焊缝超声检测的设备器材要求、扫查要求、灵敏度评定和验收标准等方面在役前检查阶段的差异。
1 背景ASME规范是最为广泛，内容最为详尽的一部有关锅炉及压力容器的规范，于1941年正式颁布，20世纪60年代开始，每3年修订1次。
其制定的目的在于提供对设计、制造和检验质量进行控制的有关规则。
RCC-M规范是法国根据本国国情，针对大型压水堆核电设备设计制造的专用标准，其将ASME规范中分散在各章节的相关标准汇集在一起，重新编制了仅适用于大型压水堆核电站并符合法国国情的专用标准。
该规范针对性更强，使用更方便，但就全面性而言，其作用是有限的。
因此，有必要将两个规范从细节方面作全面比较。
RCC-M与ASME标准在核电反应堆压力容器锻件取样方面的差异
方式、取样数量和试样方向见表1。V型缺口冲
(APIOOO), 前两种堆型应用的规范是法国的
击试样和落锤试样均应在邻近部位截取（其它锻
RCC-M, 后一种堆型应用的是美国的ASME标准，
件的KV转变曲线，落锤试验和夏比冲击试验的
两个标准在结构、设计、材料等方面有所差别。本 描述同此，以后不再赘述）。
文主要对比两个标准在材料方面关于锻件取样方
关键词：压力容器；锻件； RCC-M;ASME;取样 中图分类号：TG316.1•93 文献标志码：B
Sampling Difference between RCC-M and ASME of Nuclear Power Reactor Pressure Vessel Forgings
Lian Zhanwei
表1 封头锻件取样数噩、方向及位翌 Table 1 Sampling quantity, orientation and location of head forging
试验
取样方式
拉伸
冲击
KV曲线 落锤 补充
冲击
试样的中心线应距封头内表 面1/4壁厚，试样截取时距锻件 端面至少1个壁厚（以下简写为 TxT/4,T为锻件壁厚）。夏比 冲击试样缺口轴线应垂直千封 头表面
《大型铸锻件》 HEAVY CASTINGAND FORGING
No.6 November2018
卫产歹J
RCC-M与ASME标准在核电反应堆 压力容器锻件取样方面的差异
连占卫 （天津重型装备工程研究有限公司，天津300457)
摘要：总结了RCC-M标准与ASME标准在核电反应堆压力容器主要锻件取样方面的要求，并对比分析了 两者的差异。结果表明，两个标准在试料布置、取样方法、试样数量及方向等方面的要求均有所不同，了解这些 差异对于正确地理解并应用标准具有一定的实际意义。
核电站规范RCCM标准体系介绍
C篇 2级设备
C1000 C1100 C1200 C1300 总述 引言 需制定的文件 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
B篇 ห้องสมุดไป่ตู้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 的规则； 压力试验要求。
RCC—M规范标准体系结构
– B、C、D、E、G、H和J篇总的编排结构 • 1000章规定了适用范围， • 2000章详细说明设备制造用的材料， • 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
的水压试验等。
设备
RCC—M规范标准体系结构
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
• 在建项目：
连云港：Г О С Т 中国快中子实验堆：Г О С Т ，ASME，RCC—M 岭澳二期,辽宁红沿河： RCC—M 秦山二期3、4号机组：RCC—M
• 立项项目：
三门、海阳：ASME 阳江：RCC－M
σ m≤S (σ m或σ L)+σ b≤1.5S σ m≤1.1S (σ m或σ L) +σ b≤1.65S σ m≤1.5S (σ m或σ L) +σ b≤1.8S σ m≤2S (σ m或σ L) +σ b≤2.4S σ m≤0.95Sy (σ m或σ L) +σ b≤1.4Sy
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。
简述RCC-M标准在核级设备制造检验中的应用
简述RCC-M标准在核级设备制造检验中的应用摘要：随着我国核电事业的快速发展，RCC-M标准在我国核级设备制造中得到了广泛的应用。
本文以RCC-M标准为基础，着重从焊接、产品焊接试件、无损探伤、清洁和水压试验等方面分析了核级设备制造检验过程中的注意事项，以期给读者有益的启迪和参考。
关键词：RCC-M；核级设备；制造；检验“华龙一号”是我国拥有自主知识产权的第三代核电技术，是我国核电“走出去”的主推机型，其设备制造和检验多引用RCC-M标准。
法国RCC-M“压水堆核岛机械设备设计和建造规则”，涉及压水堆核岛机械设备的设计、材料、检验、焊接和制造等方面的内容。
它在引进、吸取了美国核电经验的基础上，克服了美国核电法规标准数量众多、繁杂重复的缺点，使用方便、简单明了、内部联系密切、系统性较好，是目前压水堆核电机组建造中使用较为广泛的规范[1]。
本文就RCC-M标准在设备制造检验中的特殊要求做以下简要介绍。
1 焊接焊工焊接时应在坡口内而不能在坡口的临近表面引弧，严禁设备表面的电弧击伤，若发现电弧击伤，应将其去除，并通过液体渗透检测或磁粉检测仔细检查弧伤部位以确保该位置不存在任何裂纹；而在ASME第Ⅲ卷中仅要求在引弧去除后做目视检测，无需进行无损探伤。
除此之外，RCC-M标准还要求制造厂编制一个检验报告来记录焊机的型号及其相应的焊接参数测量仪（如：电流表、电压表等）的检定情况，按照要求这些测量仪表检定的时间间隔不得超过6个月，这与通常每隔一年进行一次检定的要求是不一致的。
2产品焊接试件RCC-M标准要求产品在制造过程中应制备产品焊接试件，作为产品焊缝的一致证据和产品焊缝质量的证据。
在大部分情况下，对每个焊接工艺规程、每个车间（已经按照规定完成焊接工艺评定转移的情况除外）、每台承压部件的主要接头均需1个产品焊接试件；特殊地，对于热交换器的管子与管板焊缝也应焊接试件。
产品焊接试件的检验应在焊接和热处理后2个月内完成。
ASME和RCC_M规则中焊后热处理规定的差异
角焊缝的名义厚度是指角焊缝高度部分焊透焊缝和材料修补焊缝的名义厚度是卷第三册kf名义厚度是指需作焊后热处理的压力容器或部件中的最大焊equivalenthicknesses的概念给出了几种不同类型焊接接头的等效厚度112名义厚度对热处理的影响等效厚度的规定不仅使rcc2m自身在不同篇章中的规定发生矛盾而且与的相关规定也存在较大差异设备制造厂对同一产品执行不同标准编制的热处理工艺也会存在较大差异诸如焊前是否需要预热可否免除热处理以及热处理保温时间和升降温收稿日期2008208225作者简介安徽明光人高级工程师长期从事核设施部件及其它装备热处理工作发表论文30il
2 焊后热处理温度和保温时间的差异
ASM E规范中焊后热处理温度是根据材料的 P值 (ASM E规范中按化学成分对钢材的分组号 )确定的 , 焊后热处理保温时间则是根据焊缝名义厚度计算得 出 。除碳钢外 , RCC2M 对各种材料焊后热处理的规定 基本与 ASM E相同 ,所不同的是前者规定碳钢的热处 理温度为 550～625 ℃,而后者则为 595 ～675 ℃。对 于碳钢焊后热处理温度国际焊接学会等曾向 ASM E提 出劝告 ,认为不应超过 580 ℃。我国的一些研究也认 为 580 ℃以上热处理对碳钢综合力学性能 ,尤其是低 温冲击韧性不利 。因此 ,我国建立核电标准时 ,根据本 国钢材体系 ,焊后热处理温度应参照 JB / T 4709—2000 《钢制压力容器焊接规程 》中的规定 ,其它热处理工艺 参数 ,亦可参照 GB 150—1998《钢制压力容器 》中的规 定 。在这一方面 , RCC2M 比 ASM E的规定更为合理 。 对于焊后热处理保温时间和免除焊后热处理的规定 , 除了因名义厚度定义不同而存在差异外 ,其计算方法 大致相同 。所不同的是 : RCC2M 规定碳钢焊后热处理
ASME核电站规范标准体系介绍
ASME规范标准体系结构
? D、参照附录
? 在第Ⅲ卷中使用了两种附录，称为规定性附录和 非规定性附录。
(1) 规定性附录包含了建造中必须遵循的各项要求， 参照这类附录的内容用罗马数字后面紧接阿拉伯数 字的形式表示，例如 参照表Ⅰ一1.2或Ⅱ一?? 即表示其属规定性附录。
(2) 非规定性附录提供了为第 Ⅲ卷所用的资料或导 则，参照这类附录的内容大写字母后面紧接阿拉伯 数字的形式表示，例如“参照 D一1100”即表示其 属非规定性附录。
a. 焊接连接件的第一道焊缝接头 b. 螺栓连接件的第一个法兰面 c. 螺纹连接件的第一个计的理论基础和方法
? 强度理论：
[σ] ? 第 一 强 度 理 论 σ<
（最大主应力）
[ε] ? 第 二 强 度 理 论 ε<
（最大主应变）
[τ] ? 第 三 强 度 理 论 τ<
NCA-3800
NCA-3900
内容
用户的责任
设计者的责任范围（二分册）
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 NPT 证书持有者的责任（第二册中称制 造者） NA 证书持有者的定义和责任（把设备安 装和连接到其支承构件上） 金属材料制造厂和材料供应者的质量系 统大纲 非金属材料制造厂和材料供应者的质量 系统大纲
裕量小－－C 级 ? 防止：弹性和弹塑性失稳（相当于压力边界完整性丧失），
但不排除过度变形－－D 级
ASME- Ⅲ NCA 分卷
四、责任和义务：NCA-3000给出了各种对象的责任和义务
规范章节 NCA-3200 NCA-3300 NCA-3400 NCA-3500 NCA-3600
NCA-3700
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型 的材料 ， 例如 锻件 ；
（ ） 型后 的最 小壁 厚不低 于最 小设 计壁 厚 。 ２成
２ ６ 评 定 的 有 效 范 围 ． ＲＣ Ｍ 标 准 要 求 ： Ｃ
（ ） 一 １ ２ ＮＣ ２ １或 Ｎ 一 ２ ． 要 求 由试件 来代 表 ２ Ｃ ４ １２ ２
热成 型材 料 ， 该试 件 经 受 的 热 处理 能 代 表 零 件 要 经 受 的热成 型工艺 和热 处理 ； （ ） ＮＣ ２ ０ ３按 一 ０不要 求做 冲击 试验 的 材料 ， ： ３ 如 厚度小 于 １ ｍｍ 的碳钢 板 ， 氏体 不 锈钢 等 ； ６ 奥 （） ４ 最终 应 变小 于 预 先评 定 的工 艺 规 程 中 的应
ｔ ｅ ｄｅ ｓ Ｏｒａ ｒ． Ｋ ｅ ｒ ｓ： ｙ ｗｏ ｄ ＲＣＣＭ ；Ａ ＳＭ Ｅ ；ｎｕ ｅ ｑ ｐｍ ｅ ｔ ｆ ｂｒｃ ｔｏｎ； ｆ ｍ ｉ ｌａｒｅ ｕｉ ｎ ； ａ ｉａ ｉ ｏｒ ｎｇ；ｔ ｃ ｎｏｌｇｙ； ｓ ａ ｄａ ｄ；ｃ ｅｈ ｏ ｔｎ ｒ ｏｍ ｐ ｒｓ ｎ ａ ｉｏ
按 ＡＳ Ｅ ＮＣ ４ １ ． ） 范 要 求 的 检 验 项 目 ： Ｍ （ － ３ ２ 规 ２
（ ） 型 温 度 ＞ ｌ０ （， （ ） 计 规 格 书 要 求 该 １成 ５ 、 １设 （ ） 钢 或 合 金 钢 应 变 零 件 材 料 作 冲 击 试 验 ， ２碳 要 求 评 定 的 范 围 ＞ ５ ， ％
同 的 成 型 过 程 和 成 及 成 型 后 所 经 历 的 所 有 热
Hale Waihona Puke ２ ＲＣＣ 标 准 和 ＡＳ Ｅ 规 范 对 成 型 评 Ｍ Ｍ
形 后 的热 处 理 。
处理 ； 也 可 以 直 接 拉 伸 试 （ 样 ， 模 拟表 面最 大应 变， 来
ＮＣ４２１ ． （ ） ３ ２ ｄ ）。
＞１
Ｏ 。
（） １ 冲击 试验 （ ２ ０ ） ＮＣ ０ ； ３ （） ２ 落锤 试验 （ ２ ０ ） ＮＣ ０ 。 ３
２ ５ 合 格 条 件 ．
（ ） 计 对 成 型 后 零 件 ２设
（ ３）最 终 应 变 大 于
０５ 。 ．％
（ ） 氏体 不 锈 钢 应 变 的 最 小 壁 厚 有 要求 ． ３奥
备 也要实 现 国产 化制 造 。我公 司 １ ９ ９ ６年起 ， 从法 国 设备 供应 商处分 包 承 接 了岭 澳 一 期 项 目， 今 已制 至
造 １０ ０多 台 核 岛 容 器 类 设 备 ， 中有 大 量 的 核 ２ ３ ０ 其 、
级设备 。因此 ， 们 对 设 备 制 造 过 程 中 ， 何 理 解 我 如
Ａｂ ｔａ ｔ Ｍ ｏｒ ｎｄ ｍ ｏ ｅ ｎｕ ｌａｒ ｅ ｕｉｍ ｅ ｗｉｌｂｅ ｌ ａｉｅ ｎ ｆ ｂｒｃ ｔｏｎ ａ ｏ ｇｗ ｉｈ ｈ ｇｈ ｉ ｃ ｅ ｐ ｓｒｃ ： ｅ ａ ｒ ｃ ｅ ｑ ｐ ｎｔ ｌ ｏｃ ｌ ｄ ｉ ａ ｉａ ｉ ｌ ｎ ｚ ｔ ｔ ｅ ｈｉ ｔｄｅ ｏｆｎｕ ｌａｒ ｏｗｅ ｒ ｃ ｎｓ ｒ ｔｏ ｏ ｔｕｃ ｉｎ． Ｎｏｗ ｗｏ ｋｎｄｓｏｆｎｕｃｅ ｅ ｈｎｉａ ｔ ｎｄ ｒ ｓ ｌｋ ｔ ｉ ｌａｒｔ ｃ ｃ ｌｓ ａ ａ ｄ ｉ ｅ ＲＣＣＭ ｄ ＡＳＭ Ｅ ｅ ｗｉ ｅｙ ｂ ｉ ｉｌｂ ｐｐｉｄ ａｎ ａｒ ｄ ｌ ｅｎｇ ｏｒｗ ｌ ｅ ａ ｌｅ ｉ ｎ Ｃｈｉ ． Ｔ ｈ ｒ ａ ｅ ｎａ ｅ ｅ ｒ ｐａ ｔｃ ｌ ｅ ｐ ｓｓ ｎｄ ｄ ｆｅ ｅ ｃ ｏｆ ｏｒ ｉ ｔ ｃ ｒｉ ｕａｒ ｍ ｈａ ｉ ａ ｉｆ ｒ ｎ ｅ ｆ ｍ ｎｇ ｅ ｈｎｏ ｏ ｃ ｅ ａｌ ｔｏｎ ｌ ｇｉａｌ ｖ ｕａ ｉ ｂｅ ｗｅ ｎ ｈｏ ｅ ｗ ｏ ｔ ｅ ｔ ｓ ｔ
文章 编 号 ： ６ ２０ １ （ ０ ８ ０ — ０ ６ ０ １７ —２ ０ ２ ０ ） ２０ ０ —３
核 ２ ３级承压 设 备 制 造 过 程 中 的成 型 工艺 评 定 、
ＲＣ Ｍ 标 准 和 ＡＳ Ｃ ＭＥ规 范 的应 用体 会 张光 庆 ， 陈春 雄
（ 海 电 气 电站 设 备 有 限公 司上 海 电 站辅 机 厂 ， 海 上 上 ２０９ ） ０ ０ ０
１ 概 述
根据 国家发 改委正 式发 布 的我 国核 电中长期 发 展规划 ， ２ ２ 至 ０ ０年 ， 内新 投 产 的核 电装 机 容量 约 国 ２０ ３ ０万千 瓦 ， １ ０万 千 瓦 一 座 反 应 堆 计 算 ， 意 按 ０ 就
进 的 ＡＰ ０ １ ０和 Ｅ Ｒ１ ０ ０ Ｐ ０这 ２种 第 三代 技术 反 应 ０
料同样规 格、 级 或类 别 、 等 （ ） 样 材 料 符 合 热 处理 制 度 和 相 似 的 冲 击 １试
Ｆ ２． ４１ ３ ２要 求 ． 要 性 ； 且
经 过 复验 ；
（ ） 在 三 个 不 同炉 号 母 材 ２要
（ ） 用 与 产 品 生 产 上 取 两组 试 样 ， 中一 组 进 ２使 其 试 样 的 制 备 同类 的 设 备 进 行 成 行 变 形 （ 处 理 ） 热 ； 型； （ ） 样要 经 受 与部 件 材 料 ３试 （） 经 受 与产 品 相 相 同 的 成 型 或 弯 曲 过 程 以 ３要
堆外 ， 国内近期建 造 的核 电厂 ， 主要是 以广 东岭澳 二 期 按 ＲＣ Ｍ 标准建 造 的 １ ０ Ｍｗ 核 电站 为翻版 工 Ｃ ０ ０ 程 的 Ｃ Ｒ１ ０ Ｐ ０类 型 ， 红 沿 河 、 德 、 ０ 如 宁 阳江 等 。 而 这种 类 型电站 的核 ２ ３级容器 类设 备 的制造 已完全 、
成 型 和 热 处 理 后 验 收 的材 料 。 ＡＳ ＭＥ 规 范 要 求 ：
（） １ 上述试 验 结果 证 明原 材 料 具 有 的 冲击 性能 足 以满足 因成 型工 艺所 造成 的材 料冲击 性能 的损失
满足 ；
（） １ 在切取 冲击 试 样 前 已 由材 料机 构完 成 热 成
理工作 。
６
维普资讯
核 ２ ３级 承 压 设 备 制 造 过 程 中的 成 型 工 艺 评 定 、
电 站 辅 机 总 第 １ ５期 （ ０ ８Ｎｏ ２ ０ ２ ０ ． ）
表 ２ 试 样 的 备 制
标 准 名 称 ＲＣ ＣＭ（ ４ ２ ． ） Ｆ １ ４ ３ Ａ ＭＥ（ 一 ２ ３ Ｓ ＮＣ ４ １ ） （ ） 样 材 料 与 产 品部 件 材 １试
Ｒ Ｃ 标 准要 求 各 检 验 结 果 不 低 于原 材 料 的 Ｃ Ｍ 各项 指标 。
ＡＳ ＭＥ（ Ｃ ４ １ ． ） 范 要 求 ： Ｎ 一 ３ ３ 规 ２
２ ２ 免 除 评 定 的 条 件 ．
ＲＣ Ｍ（ ４１ １ 标 准要 求 的 免 除评 定 条 件是 在 Ｃ Ｆ ２ ）
ｓａ ｄ ｒ ｓｌ ｔｄｉ ｈ ａ ｅ ａ ｅ ｎ ｔｅｃ ｍｐ ｒ ｏ ｅ ｗｅ ｎｔ ｏ ｅｔ ｔｎ ａｄ ｕ ｉｇｔ ｅｆｂ ｉａｉｎｏ ｌｓ ＆ ｔｎ ａ ｄ ｉ ｅ ｔ ｅｐ ｐ ｒｂ ｓ ｄｏ ｈ ｏ ａ ｉ ｎ ｂ ｔ ｅ ｈ ｓ ｗｏｓａ ｄ ｒ ｓｄ ｒ ｈ ａ ｒｃ ｔ ｆｃａ ｓ２ ｓ ｎ ｓ ｎ ｏ
定要 求的 比较
２ １ 要 求 评 定 的 范 围‘ ．
（） ４ 晶间腐 蚀 ；
（） 相 检验 ； ５金 （） 度检 测 。 ６硬
根 据标准需 作 评定 的范 围略有 差 异 ， 表 １ 见 。
表 １ 评 定 范 围
标 准 名 称 Ｒ ＣＭ（ ４ ２ ） Ｃ Ｆ １ １ ＡＳ （ ２ ３ ＭＥ ＮＣ ４ １ ）
摘 要 ： 着 我 国核 电 建 设 高 潮 的 到 来 ， 来越 多的 核 级 设 备 制 造 将 实现 国 产 化 ， 随 越 目前 ， ２个 主 要 的 核 电技 术 标 准
ＲＣＣＭ 和 ＡＳ ＭＥ也 正 得 到 或 将 得 到 广 泛 的应 用 。通 过 对这 ２个 标 准在 核 ２ ３级 承 压 设 备 制 造 过 程 中的 要 求 和 成 、 型 工 艺评 定 方 面的 比较 ， 出 了 ２个 标 准 要 求 的侧 重 点 和 按 ２个标 准 实施 成 型 工 艺 评 定 的 不 同之 处 ， 列 以期 给 读 者
Ａ ｐ ｉａ ｉ ｎ ｕｎ ｅ ｓ ａ ｄｉ ｆＲ ＣＣＭ ｔ ｎｄ ｒ ｎｄ Ａ Ｓ Ｅ ｄｅ ｐｌｃ ｔｏ ｄ ｒ ｔ ｎ ｎｇ ｏ Ｓ ａ ａｄａ Ｍ Ｃｏ
ＺＨ Ａ ＮＧ ｕａ ｇｑｉｇ，Ｃ Ｈ ＥＮ Ｇ ｎ ｎ Ｃｈｕｎ ｏｎ ｘｉ ｇ （ Ｓｈａ ｇｈａ ｎ ｉＰｏｗｅ ａｔｏ ｕ ｌａ ｙ Ｅｑ ｐ． Ｗ ｏｒ ｓ， Ｓ ｎｇ ｉＥｌ ｃ ｒｃ Ｇｅ ｒ ｔｏｎ Ｅｕ ｐｍｅ ｒ Ｓｔ ｉｎ Ａ ｘｉｉｒ ｕｉ ｋ ｈａ ｈａ ｅ ｔｉ ｎｅ ａ ｉ ｑｉ ｎｔ Ｃｏ．， Ｌｔ ．，Ｓｈａ ｇｈａ ，２０ ９０， Ｃｈｎａ） ｄ ｎ ｉ ００ ｉ
３ ｐ ｅ ｓ ｒ ｑ ｉ ｍｅ ｔａ ｄ ｔ ｅｅ ａ ｕ ｔ ｎ ｏ ｏ ｍｉ ｇ ｔ ｃ ｎ ｌｇ ｒ ｓ ｕ ｅｅ ｕ ｐ ｎ ｎ ｈ ｖ ｌ ａ ｉ ｆｆ ｒ ｎ ｅ ｈ ｏ ｏ ｙ，ｗｈ ｃ ｕ ｄ ｇ ｖ ｏ ｎ ｉｈ ｅ ｍｅ ｔａ ｄ ｒ ｆ ｒ ｎ ｅ ｏ ｉｈ ｗｏ ｌ ｉ ｅ ｓ ｍｅ ｅ ｌ ｔ ｎ ｎ ｎ ｅｅ ｅ ｃ ｇ
味着需建 ２ 个 反应 堆 。根据 目前情 况 ， 了国家引 ３ 除
收 稿 日期 ： ０ ８０ — ９ 修 回 日期 ：０ ８ ５ ５ ２ ０ —４ ０ ２ ０ —０ —０
实现 了 国产 化 。另外 ， 据 国家 政策 ， 三代核 电设 根 第
作 者 简 介 ： 光 庆 （９ ２）大 学 本 科 ， 级 工 程 师 ， 业 于华 东 纺 织 工 学 院 机 械 设 计 专 业 ， 从 事 压 力 容 器 制 造 方 面 的 技 术 管 张 １６ ～ 高 毕 现