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。
3.ASME标准简介系列三---锅炉及压力容器(BPVC)(正式版)
一、ASME锅炉及压力容器委员会的职责及 构成
ASME锅炉及压力容器委员会的职责及构成
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1911年成立 制订规范 修订规范 主委员会 分委员会 分组 工作组或专题工作组
ASME锅炉及压力容器委员会的职责及构成
• 动力锅炉分委员会（SC I）
– 设计分组；制造和检测分组；总的要求分组； – 材料分组；管道分组； – 热量回收蒸汽发生器工作组（SC I & SC Ⅷ）； • 材料分委员会（SCⅡ） – 外压分组（SCⅡ & SC-D）；钢铁材料分组；国际材料分组； – 有色合金分组；铁合金，强度分组；焊件强度分组（SCⅡ & SCIX） ； – 韧性分组（SCⅡ& SC Ⅷ）； • 无损检测分委员会（SC V） – 总的要求/人员评定和审查分组；表面检测方法分组； – 体积法分组； – 声发射工作组；射线照相工作组；超声波工作组；
五、ASME《锅炉及压力容器(BPVC)》详述
ASME《锅炉及压力容器(BPVC)》详述
• 1、第Ⅰ（1）卷 动力锅炉建造规程 • 本规程包括：动力锅炉、电热锅炉、特小型锅炉和高温热水
锅炉，也适用于机车锅炉、可移动的或牵引用的动力锅炉。 包括锅炉本体和锅炉范围内管道,其中锅炉范围内管道在材 料、设计、制造、安装和检验方面的建造规程见ASME B31.1 动力管道。 动力锅炉——产生水蒸气或其他蒸汽供外部使用并且出口压力 大于1 5psi 的锅炉。 电热锅炉——以电为热源的动力锅炉或高温热水锅炉。 特小型锅炉——不超过本卷PMB-2 规定范围的动力锅炉或高温 热水锅炉（1、锅壳内径不大于16in;2、受热面积不大于 20ft2(但不适用于电热锅炉)；3、总容积不大于5 ft3；4、最 高允许工作压力不大于100psi.）超过任何一项均按动力锅炉的 有关规定进行建造。
3核级阀门规范标准介绍
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核级阀门规范标准介绍一、国际核电规范体系简介I、国际主要核电标准体系：、国际主要核电标准体系：ASME（美国） RCC－M（法国）ПНА□Г（俄国） CSA（加拿大） JIS （日本） DIN （德国）一、国际核电规范体系简介II、ASME体系介绍：、体系介绍：体系介绍一．概述《ASME规范》是最为广泛，内容最为详尽的一部关于锅炉及压力容器规范。
其制订的目的在于提供控制设计．制造和检验等质量的有关规则。
于1914正式颁发以来，六十年代开始，每三年修订一次，中文版最新为95版。
一、国际核电规范体系简介二、“ASME规范”的总体结构和内容至最新的1995年版形成了共十一卷二十二册的规范，按次序列表如下：第Ⅰ卷动力锅炉第Ⅱ卷材料技术条件第III卷核动力装置设备NCA分卷―第一册及第二册的总要求第Ⅳ卷采暖锅炉一、国际核电规范体系简介第Ⅴ卷第Ⅵ卷第Ⅶ卷第Ⅷ卷第Ⅸ卷第Ⅹ卷第Ⅺ卷无损检验采暖锅炉维护和运行的推荐规程动力锅炉维护推荐规程压力容器焊缝及钎焊评定玻璃纤维增强塑料压力容器核动力装置设备在役检查规则一、国际核电规范体系简介三、第Ⅲ卷核动力装置设备NCA分卷总的要求(包括第一册和第二册) 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及安全壳规范一、国际核电规范体系简介III、法国“RCC－M”规则一、概述于1980年首次发布，目前最新版本为2000年版。
“RCC－M”规则是借鉴于ASME“锅炉压力容器规范”第三卷“核动力装置设备”的NB， NC，ND，NG和NF分卷的有关内容，同时吸收法国在核电工业发展实践中的积累的经验和成果而制订出来的。
一、国际核电规范体系简介二、“RCC－M”规则的组成和特点“RCC－M”规则的全套共分五卷十二册：第Ⅰ卷A册总论 B册 1级设备 C、D册 2、3级设备 G、H册堆内构件、设备支承件 Z册技术性附录一、国际核电规范体系简介第Ⅱ卷M册 (第一部分上) M册 (第一部分下) M册 (第二部分上) M册 (第二部分下) 非合金钢合金钢不锈钢特殊合金钢及其它材料第Ⅲ卷第Ⅳ卷第Ⅴ卷MC册检验方法 S册焊接 F册制造一、国际核电规范体系简介IV、其它国外规范、标准体系简介、其它国外规范、一、俄罗斯ПНА□Г规范简介：俄罗斯的“核动力装置的设备、管道的设置及安全运行规范”（ПНА□Г-7-008-89），包括以下12个方面： 1、总则 2、结构 3、材料 4、制造和安装一、国际核电规范体系简介5、水压（气压）试验6、对装在设备和管道上的阀门、监测仪表的要求7、设备和管道金属状态的在役检查总的要求8、登记注册和技术鉴定9、设备和管道运行的一般要求 10、对执行本规范的监督 11、对事故、故障和不幸事件的调查 12、结论一、国际核电规范体系简介二、加拿大的CSA标准：加拿大对核级设备制定有CAN/CSA N285.095，1995“CANDU 核电厂承压系统和部件的通用要求”的标准。
ASME标准简介系列二---标准目录分类正式版
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asme标准简介之二标准目录分类一标准目录分类说明标准目录分类说明标准目录分类说明二关于asme标准编号的说明关于asme标准编号的说明三标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表标准目录分类一览表四asme标准的内部构成asme标准的内部构成?thankyou
ASME简介
ASME-RA-S《核电厂概率风险评价应用标准》
ASME第 III 卷的内容为对核电厂各类部件的设计和建 造要求，包括安全壳里面或外面，以及核电厂的各个部 分。 第III卷共分3册加NCA分卷 第III卷的各分册
第 1 册 – 金属部件
第 2 册 – 混凝土安全壳
第 3 册 –乏燃料、高放射性材料和放射性废物的储存
运输容器
ASME 第 III 卷 — 核动力装置的建造规则 第III卷共分3册加NCA分卷
NCA 分卷— 第一册和第二册的总要求 第一册共分7个分卷和1个附录
－－NB分卷：1级部件 －－NC分卷：2级部件 －－ND分卷：3级部件 －－NE分卷：MC级部件 －－NF分卷：支承件 －－NG分卷：堆芯支撑结构 －－NH分卷：高温1级部件 －－附录 第二册：混凝土安全壳规范 第三册：乏燃料、高放射性材料和废物的储存运输容器
AWS AWWA CFR ICEA ICRP IEC IECQ IEEE
美国焊接协会标准 美国给水工程协会标准 美国联邦法规 美国绝缘电缆工程师协会 国际辐射防护委员会标准 国际电工委员会标准 国际电工技术委员会质量服务 美国电气与电子工程师协会标准
NFPA
SSPC …………
美国消防协会标准
美国钢结构油漆涂料理事会标准
第III卷的范围 设备分级 质量保证要求 职责 设计工程师 设备制造厂 材料供应商 授权核检查员 业主 定义 各种许可证和规范钢印 数据报告要求 对批准的设计技术规格书和设计报告的要求 词汇表
各种容器
泵
阀门 管道系统
AP-1000
C1 – 基础 C2 – 锅炉运行 C3 - 锅炉辅助设备 C4 – 配件 (安全阀、压力表等等.) C5 – 仪表、控制和联锁 C6 – 检查
ASME 第三卷 简介
收集了ASME的概述，供大家分享。
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。
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。
ASME第Ⅲ卷NB分卷培训课件解析
4 NB-3000设计
4.2.2 除螺栓以外的应力限制规定了设计 载荷、A级使用限制、B级使用限制、C级 使用限制、D级使用限制、试验限制、特 殊应力限制、塑性分析的应用以及设计应 力值。
4 NB-3000设计
4.2.3 螺栓的应力限制规定了设计工况、A 级使用限制、B级使用限制、C级使用பைடு நூலகம் 制、D级使用限制和设计应力强度值。
3.6 承压材料的检测和修补 包括承压材料的检测、淬火和回火后 的检测、板材的检测和修补、锻件和棒材 的检测及修补等都做了详细的规定。
3 NB-2000材料
3.7 标准件的尺寸应符合表NB-3132-1所 列的标准和规格。
4 NB-3000设计
4.1 设计总则(NB3100) 4.2 分析法设计（NB-3200） 4.3 泵的设计（NB3400） 4.4 离心泵的设计要求（NB3430）
4 NB-3000设计
(c) 防止无延性断裂的要求，应满足NB3211（d）的规定。
ASME第Ⅲ卷NB分卷培训材料
●引言 ●设计 ●检测 ●超压保护 ●材料 ●制作和安装 ●试验 ●铭牌、印记和报告
1 NB分卷的结构
章的数字编号 NB-1000 NB- 2000 NB -3000 NB- 4000 NB- 5000 NB- 6000 NB -7000 NB -8000 题目 引言 材料 设计 制作和安装 检测 试验 超压保护 铭牌、印记和报告
3 NB-2000材料
3.3 关于铁素体钢材的试件和试样的要 求在NB-2200中给出。
3 NB-2000材料
3.4 关于材料的断裂韧度要求在NB2300 中给出。
3 NB-2000材料
ASMEⅢ核动力设备阀架抗冲击强度
第44卷第4期2015年8月船海工程SHIP ＆OCEAN ENGINEEＲING Vol．44No．4Aug．2015DOI ：10．3963/j．issn．1671-7953．2015．04．037基于ASME Ⅲ核动力设备阀架抗冲击强度分析赵振源1，李小辉2，刘土光1，刘晖1（1．华中科技大学船舶与海洋工程学院，武汉430074；2．中国舰船设计研究中心，武汉430064）摘要：为分析核动力设备阀架的抗冲击强度并验证ASME Ⅲ规范用于抗冲击强度校核的可行性，以柴油发电机组的阀架抗冲击强度校核为例，采用ABAQUS 软件进行抗冲击时程计算，对阀架的应力响应采用ASME ⅢNF 的力学评定要求进行校核，并根据GJB 1060．1－91对校核结构进行对比验证。
结果表明：两种校核工况下，阀架的抗冲击强度满足要求，且按ASME Ⅲ计算的冲击失效系数更小，能够充分发挥材料和结构的性能，提高抗冲击设计的经济性。
关键词：核动力设备；冲击；分析设计法；ASME Ⅲ；ABAQUS ；时域分析中图分类号：U661．42文献标志码：A文章编号：1671-7953（2015）04-0151-04收稿日期：2015－03－13修回日期：2015－04－08第一作者简介：赵振源（1988－），男，硕士生研究方向：结构设计、强度与抗冲击分析E-mail ：zzy8810@163．com我国近年来在舰船设备抗冲击研究领域取得了大量成果［1］。
研究发现冲击环境中应力过大引起的基座机械性损伤是舰船设备的主要损伤之一［2-3］，在设计阶段应重点考虑；为有效减少此类损伤，抗冲隔振基座等非线性元件被大量使用［4-5］，同时研究发现时域模拟法更适合用于计算考虑非线性效应的设备［6］；GJB 1060．1－91作为我国舰船设备抗冲击设计、评价的主要标准，已被广泛用于常规动力舰船设备的抗冲击研究中，但该标准对于舰船核动力设备的适用性还有待研究。
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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。
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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。
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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。
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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
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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 。
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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。
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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