核电设备建造规范标准
ASME核电设备建造规范中的成形工艺评定
ｈ ｓ ｂ ｅ ｉ ｔ ｉ ｅ ， ａ ｄ ｔ ｄ ｔ ｔ ｈ ｅ ｕ ｒ ｍｅ ｔ ｏ ｈ ｔ ｒａ ｎ ｌ ｉ ｇ ｆ ｌ ｒ ｐ ｒ ａ ｅ ｎ ｍａ ｎ ａ ｎ ｄ ｎ ｏ ａ ｄ ｉ ｏ ｔ ｅ ｒ ｑ ｉｅ ｎ ｓ ｆ ｒ ｔ ｅ ｍａ ｅ ｉ ｌａ ｄ ｗｅ ｄ ｎ ｉ ｅ ｕ — ｌ ｃ ａ ｅ ｏ ｃ ｍｐ ｎ ａ ｅ ｓ ｃ ｉ ｄ ｏ ｏ ｇ ｎ ｓ Ｏ Ｓ Ｏｒ ａ ｔ ｒ ａ ｉ ｅｙ ｍａ ｅ ｔ ｅ ｔ ｕ ｈ ｅ ｓ ｔ ｓ ｏ ｈ ｓ ｄ ｔ ｏ ｅ ｓ ｔ ｕ ｈ ａ ｋ ｎ ｆｔ ｕ ｈ ｅ ｓ Ｉ Ｓ ． ｌ ｎ ｔ ｌ ｋ ｈ ｏ ｇ ｎ ｓ ｅ ｔｆ ｒ ｅ ｖ
ｄ ｒ ｄ ｐ ｅ ｅ ｈ ｔ ａ ｎ ｃ ｌ ｕ ａ ｅ ｅ ｃ ｅ ｒ ｅ ｃ ｅ ｓ ａ ｃ ｉ ｃ ｌｖ ｌ ｅ ｗｈ ｃ ｓ ｖ ｒ ｉｔ — ｕ ｅ ａ ｏ ｔ ｄ ｗｈ ｎ ｔ ｅ ｓ ｒ ｉ ａ ｃ ｌ ｔ ｄ ｒ ａ ｈ ｓ ｏ ｘ ｅ ｄ ｒｔ ａ ａ ｕ ｉｈ ｉ ｅ ｙ ｌ ｌ ａ ｉ ｔｅ
ｆ ｒ ｉ ｇ ｏ ｖ ｒ ａ ｔｔ ｏ ｍ ｅ ｎ ｔ ｅ ｃ ｍ ｐ ｅ ｉｓ ，ａ ｈｅ ｏ ｑｕ ｌｆ ｈｅ ｆ ｒ ｉ ｇ ｐ ｏｃ — ｏ ｍ ｎ ｆｅ ｅ ｙ ｐ ｒ ｏ ｂｅ ｆ ｒ ｄ ｏ ｈ ｏ ｏｎ ｎｔｆｒ ｔ ｎｄ ｔ ｎ ｔ ａ ｉｙ ｔ ｏ ｍ ｎ ｒ ｅ
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
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
28.03.2021
整理课件
25
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。
核电厂设计安全规定和运行安全规定
核电厂设计安全规定和运行安全规定第一章总则为保障核电厂的设计和运行安全，确保人员、设备和环境的安全，依据国家法律法规，订立本规定。
第二章设计安全规定第一节设计安全管理标准1.核电厂设计应符合国家核安全管理要求，并经过专业机构的设计评审。
2.设计应依照核电厂独特的特点和风险要求，采取合理的安全设计措施，确保反应堆、冷却系统、燃料处理等设备的安全可靠性。
3.设计应充分考虑自然祸害、人为失误、设备故障等各种事故情景，采取相应的防护措施和应急准备措施，确保核电厂在事故中具有充分的安全性能。
4.设计应考虑可连续发展和环境保护要求，遵从环保政策，确保核电厂的环境污染掌控处于合理范围内。
5.设计应考虑最新的技术发展和经验教训，不绝改进安全性能，提高核电厂的管理水平和设备可靠性。
第二节设计安全考核标准1.设计方案应进行全面评估，包含技术可行性、安全性和经济性等方面的综合考虑。
2.设计方案应满足国家和行业的相关标准和规范要求，同时要符合核安全管理的要求。
3.设计方案应经过多个专家评审，确保设计的正确性和可行性。
4.设计方案应进行现场考察和试验验证，验证设计方案的可操作性和应对各种突发情况的本领。
5.设计方案应进行全面风险评估，评估结果应充分考虑各方面风险因素，并采取相应的措施进行风险掌控。
第三章运行安全规定第一节运行安全管理标准1.核电厂应建立健全的安全管理制度，包含安全责任制、操作规程、应急预案等，确保安全管理的有效性和可操作性。
2.核电厂应组织定期的安全培训和演练，确保运行人员具备充分的安全意识和应对突发情况的本领。
3.核电厂应建立完满的巡检和监测体系，对核电设备、系统和环境进行全面监测和检测，及时发现和处理潜在的安全隐患。
4.核电厂应建立完满的事故报告和调查制度，对事故进行及时和全面的调查，并及时采取相应的矫正措施，防止仿佛事故再次发生。
5.核电厂应建立完满的安全巡检制度，确保设备和系统的正常运行，并做到设备运行记录的准确和完整。
核电设备设计制造规范标准
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
-3-
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-
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。
(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
RCCM规范3200和3300(摘自设备计算导则)
设备计算基本方法杜坤2009年4月2日核岛系统所：踏踏实实做设计，一心一意为工程2009年4月3日星期五2/71主要内容1 概述2 计算方法和计算程序3 计算输入参数4 建立计算模型5应力计算求解6应力分类7应力评定8应力分析报告1 概述核岛系统所：踏踏实实做设计，一心一意为工程2009年4月3日星期五4/71设备应力分析是核电站核岛设备设计中的一项重要工作。
设备应力分析应证明核岛设备在与核电站各类工况相关联的载荷作用下能满足有关规范、标准的要求，从而为核岛设备在核电站寿期内的安全运行提供重要保证。
本教材涉及的核岛设备主要指容器设备及其支承件，包括RCC-M 一级容器设备、RCC-M 二级容器设备、RCC-M 三级容器设备和容器设备的S1级、S2级支承件，对应于RCC-M 的B 篇、C 篇、D 篇、H 篇。
本教材的目的是从工程设计角度来叙述设备应力分析流程,为设计工作提供指导和参考。
其主要内容包括分析方法与计算程序、计算参数、计算模型、计算求解，应力分类、应力评定和分析报告等。
计算输入参数设备结构尺寸载荷（压力、温度、地震等）材料特性建立计算模型几何构形网格划分材料属性载荷工况静力分析2 计算方法和计算程序核岛系统所：踏踏实实做设计，一心一意为工程2009年4月3日星期五7/71计算方法设备应力分析包括弹性理论分析法、弹塑性理论分析法和实验应力分析法三种。
一般要求尽可能广泛采用弹性理论，只是在少数情况下才会辅之以简化的弹塑性分析。
实验应力分析方法一般用于那些尚未掌握合适的分析方法或设计准则的设备,有时也用于重要设备的重要部位的应力分析校核。
计算方法0=+∂∂+∂∂+∂∂X z y x xzxy x ττσ0=+∂∂+∂∂+∂∂Y zyxyz y xy τστ0=+∂∂+∂∂+∂∂Z zy x zyz xz σττ[x Eε=1y Eε=1[z Eε=1xyG γ1=yz G γ1=zxγ1=核岛系统所：踏踏实实做设计，一心一意为工程2009年4月3日星期五9/71计算方法{}[]{}eN δδ=插值函数:{}[]{}eB δε={}[][]{}eB D δσ={}[]{}tt t K F δ=应变方程:应力方程:平衡方程:弹性理论的有限元法核岛系统所：踏踏实实做设计，一心一意为工程2009年4月3日星期五10/71计算程序有限元法的应用离不开计算分析软件的支持。
压水堆核电厂土建设计和建造规则
压水堆核电厂土建设计和建造规则一、背景介绍压水堆核电厂是一种利用核裂变反应产生的热量，通过蒸汽发电来产生电能的设施。
在核电站建设中，土建设计和建造是其中非常重要的一环。
因为核电站需要承受高压和高温的环境，所以土建设计和建造规则的严谨性和全面性显得尤为重要。
二、土建设计规则1. 基础设计：对于压水堆核电站来说，它的安全至关重要。
基础的选址和设计必须充分考虑地质情况、地震等自然灾害因素。
基础承重能力和稳定性的设计应当满足一定的标准和规范。
2. 结构设计：核电站的建筑结构必须考虑到其需要承受的辐射、压力和温度等因素。
土建设计规则应当规定建筑材料的选用、结构的抗震性和防护性能。
3. 安全设施：除了建筑本身的结构设计外，还应当规定建筑内的安全设施，如逃生通道、防护门窗等，以应对任何可能的安全事故。
三、土建建造规则1. 施工工艺：核电站的土建建造涉及到各种工艺，如混凝土浇筑、结构安装等。
规则应当明确各个环节的施工工艺和标准，确保质量和安全。
2. 质量控制：土建建造规则应当规定质量控制的各项指标和方法，以确保施工过程中的各项指标满足设计要求。
3. 安全管理：在土建施工过程中，安全管理显得尤为重要。
规则应当包括对施工人员的安全培训、安全防护设施等要求。
四、总结与展望压水堆核电站的土建设计和建造规则对于核电站的安全运行和持续发展具有至关重要的意义。
在未来的发展中，需要不断完善和更新这些规则，以适应新的技术和要求，确保核电站的安全和可持续发展。
个人观点与理解作为一名核电站土建设计和建造的专业人员，我深知土建规则对核电站运行的重要性。
在实际工作中，我会严格按照规则要求，确保土建设计和建造工作的全面质量和安全。
通过不断地学习和实践，我也会积极参与规则的更新和完善工作，为核电站的发展贡献自己的一份力量。
结语核电站土建设计和建造规则是保障核电站安全运行的重要保障。
在今后的工作中，我会不断提升自己，更好地完成土建设计和建造任务，为核电站的发展贡献自己的一份力量。
核电土建技术要求
核电土建材料必须符合环保要求，尽可能使用可再生和可回收 材料，同时要确保材料在使用过程中对环境和生态的影响最小
化。
03
核电土建技术标准与规范
国际核电土建技术标准
核安全法规
国际原子能机构（IAEA）制定的核安全法规，对核电站的选址、设计、建造、 运行和退役等阶段提出了基本的安全要求和准则。
05
核电土建技术前沿与挑战
新型核电土建材料研究与应用
总结词
新型核电土建材料具有更高的强度、耐久性和抗辐射性能，能够满足核电设施的特殊要求 。
详细描述
随着核能技术的发展，对核电设施的稳定性和安全性要求也越来越高。为了满足这些要求 ，研究者们正在研究新型核电土建材料，如高强度混凝土、耐辐射混凝土等。这些新型材 料能够提供更好的力学性能和耐久性，确保核电设施的安全运行。
核电土建施工新技术与新工艺
总结词
核电土建施工新技术与新工艺能够提高施工效率、降 低成本、减少对环境的影响。
详细描述
随着科技的不断发展，核电土建施工新技术与新工艺 也不断涌现。例如，预制施工技术的应用能够大大缩 短工期、提高施工效率；3D打印技术的应用能够实现 复杂结构的快速建造；绿色施工技术的应用能够减少 对环境的影响等。这些新技术与新工艺的应用不仅能 够提高施工效率、降低成本，还能够更好地满足环保 要求，为核电事业的发展提供有力支持。
模块化核电土建技术
模块化技术能够提高建造效率、降低成本和减少现场施工 风险，成为当前主流的核电土建技术。
新材料与新技术的应用
随着新材料和新技术的不断发展，未来核电土建技术将更 加注重高强度、耐久性、防火性能等方面的要求。
核电BOP设备安装质量控制要求和规定
三、质量计划（续4）
4. 质量计划控制点检查通知 安装工作具备业主检查签证条件后，承包商一般
应至少提前24小时通知业主。通知应以正式纸质 文件或通过工程信息系统提交。
三、质量计划（续5）
5. 质量计划管理的信息系统简介
四、NCR管理
现场NCR主要类别：接货NCR、安装NCR、供货NCR NCR处理流程（见流程图） NCR工作完成后的关闭需要经过承包商QA部门的确认，
质量计划的总清单应在承包商进场后整个安装/预制工作开工前提交 业主审查。
质量计划分类：主质量计划、典型质量计划（子质量计划）和专项质 量计划。同类安装工作可提交一份主质量计划报批，然后针对每项工 作由批准后的主质量计划生成各自的典型质量计划来执行。对于特殊 的、不重复的工作可以编制专项质量计划直接报批并执行。
工程和单位工程验收合格率为100%。不发生一级及以上 施工质量事故，不发生施工人员违章造成的重大设备损 坏事故。 承包商应采取有效措施确保二期BOP安装工程工作质量 不低于下列重要指标，质量目标的分解、落实的措施须 得到业主的认可。
二、质量控制要求（续1）
（1）BOP安装重要指标： 探伤一次合格Байду номын сангаас95% 水压试验一次通过率97% QC检查W点一次合格率95% QC检查H点一次合格率 96% （2）电气仪控一次合格率指标： 主电缆支架安装95% 主电缆托盘安装95% 电器设备安装98% 电缆端接 98%5 支架预制96%
业主对安装承包商的活动实施随机质量控制监督； 承包商参与/组织现场的设备、材料到货验收工作，组织协调现场运输
和装卸工作； 提出并处理安装、接货活动中产生的不符合项，对已发生的不符合项
进行统计并进行质量趋势分析； 组织对潜在分包商/分供商的资格审查并向业主提交有关资料。
01 法国RCC系列核电设计和建造规则概述ppt课件
1
目录
1. IAEA的法规导则 2. 美国核电站设计的法规、导则、标准 3. 法国RCC系列核电设计和建造规则 4. 我国核电站设计的安全规定和导则 5. “二代加”核电站的审评原则 6. EPR的设计和建造规则
1. IAEA的法规导则
• IAEA-GS-G-1.4 “在核设施监管过程中使用的 文件”（2002年）的说明中指出了核设施监 管机构在核安全监管过程中使用的文件类别 ： – 法律框架； – 条例和导则系统； – 工业标准； – 营运单位编写的文件； – 监管机构的内部指导文件和程序。
9
– NUREG/CR是由NRC委托各种研究机构完成 的技术文件。
– 在/ 网站中可以查到NRC 的所有10CFR法规、管理导则以及NUREGs和 NUREG/CR文件。
10
• 美国有关核电站设计的工业规范，有ASME、ANSI/ASN、 ASTM、IEEE等。 – ASME规范，由美国机械工程师协会制定； – ANSI/ASN规范，由美国国家标准学会/美国核学会制 定；
20
– 具体的标准和版本
• RCC-P 900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则（1991 第四版加1995修订）。
• RCC-M 压水堆核岛机械设备设计和建造规则（2000版及 2002年补遗）。
• RCC-E 压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则（1993 版，其中数字化仪控部分应采用国际上普遍适用的设计、制 造、安装和鉴定标准，或遵照RCC-E2002版）。
• 国家核安全局文件国核安函〔2007〕28号《第二代改进型 核电项目核安全审评原则》；
• 第二代改进型核电项目是指以我国国内已建成的百万千 瓦级压水堆核电站为参考电站，采用经验证的技术和设 计，并采取有效的设计改进措施，使其安全水平比参考 电站有进一步提高的核电项目；
RCC-M
核电设备RCC-M校核标准概述Ø RCC-M概述、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、RCC-M是由法国核岛设备设计建造规则协会（AFCEN）以规范形式颁布的法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则，是压水堆核岛设计和建造规则（RCC）整体中的一部分，主要用于安全级设备。
在我国采用RCC-M、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、规范设计、建造、运行的压水堆核电厂核岛机械设备，除大亚湾、岭澳一期核电厂外，还有我国自主设计、自主制造、自主安装、自主运行的秦山第二期核电厂；扩建的秦山第二核电厂二期工程、岭澳二期工程亦采用了RCC-M规范设计建造；辽宁红沿河、广东阳江、浙江方家山等核电厂核岛机械设备设计建造也采用RCC-M规范；Ø RCC-M的结构RCC-M分为5卷，其中、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、第一卷为核岛设备，第Ⅱ到第Ⅴ卷汇集了不同技术领域的相应规则：第Ⅱ卷为材料篇，汇集了零件和制品的采购技术规范；第Ⅲ卷为检验方法，规定了破坏性检验和无损检验的实施规则；第Ⅳ卷为焊接篇，规定了焊接操作及其评定规则；第Ⅴ卷为制造篇规定了焊接以外的制造操作规则。
不同设备（安全级）在设计或对设计进行校核时主要采用相应的RCC-M-Ⅰ的篇章：（1）A篇汇集了应用本设计建、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、造规则的通用要求；（2）B、C、D篇分别适用于1、2、3级设备中的各种容器（各种容器、各种换热器）、泵、阀门和管道；（3）E篇适用于小型设备、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、或部件；（4）G篇适用于堆内构件；（5）H篇适用于设备的各种等级的支承件；（6）J篇适用于低压或常压的各类储罐；（7）Z篇中汇集了一些技术性附录。
Ø 应力分析在RCC-M中，对应力分析做了、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、详细说明，概括起来，主要是以下几点：（1）把设备的运行工况进行分类；对于1级设备，分为设计工况、正常工况、紧急工况和事故工况（另加试验工况）；②对于2、3级设备分为设计工况、正常工况、异常工况、紧急工况、事故工况（外加试验工况）。
核电设备建造规范标准
RCC－M规范标准体系
• 法国核岛部件设计建造规则协会（AFCEN）
编制。
• 于1980年首次发布。 • “RCC－M”规则是在借鉴ASME“锅炉压力
容器规范”第三卷“核动力装置设备” 内容的基础上，吸收了法国在核电工业 发展实践中积累的经验和成果而制订出 来的。
RCC—M规范标准体系
设计规则：借鉴ASME第Ⅲ卷核动力装置设备 （NB、NC、ND、NG、NF）各篇的有关内容， 同时吸收了法国在工业发展实践中所取得 的成果。
堆焊层
Ｆ篇 制造
F1000 引言 F2000标记规程 F3000切割和不作焊补的整修 F4000成形和尺寸公差
Ｆ篇 制造
F5000 表面处理
F5100 镀铬 F5200 磷化处理 F5300 涂漆 F5400 氮化 F5500 电解镀锡和扩散处理 F5600 镀铬 F5700 其它金属镀层或表面处理
RCC-M 第Ⅰ卷A篇 第Ⅰ卷B篇一级设备 技术性附录
第Ⅰ卷C篇二级设备 技术性附录
说明
ND分卷三级设备 第Ⅰ卷D篇三级设备
附录
技术性附录
ASME与RCC-M的对应关系
ASME 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
RCC-M
说明
RCC-M无对应 内容，相关内 容在RCC-G中
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）
国内核电项目工程的规范标准
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第Ⅰ卷H篇 支承 件
技术性附录
第Ⅰ卷G篇反应堆 堆内构件
技术性附录
ASME与RCC-M的对应关系
ASME 第Ⅴ卷 无损检验
第Ⅸ卷 焊接与钎焊 评定
NC分卷二级设备 ND分卷三级设备 附录 NC分卷二级设备 ND分卷三级设备 附录
RCC-M
第Ⅲ卷 ＭＣ篇 检验方法 第Ⅳ卷 焊接
说明
第Ⅴ卷 制造
第Ⅰ卷E篇小型设 备
RCC—M规范标准体系结构
第三卷
MC篇 检验方法
第四卷
S篇 焊接
第五卷
F篇 制造
RCC—M规范标准体系结构
• RCC - M的构成
– A篇汇集了应用本设计建造规则的通用要求。 – B,C,D篇分别适用于:容器(容器，热交换器)、
泵、阀门(不包括驱动机构)和管道等 – G篇 堆内构件 – H篇 支承件 – E篇 小型设备 – J篇 低压或常压贮罐
C篇 2级设备
C3120 运行工况 C3121 设计工况：以C3132(设计工况的载荷)定义
的设计载荷为特征的一种状态，此载荷是 由设备在正常工况下要承受的最高载荷确 定的。 C3122 正常工况：设备在正常运行期间可能遇到 的工况，即带稳态功率运行状况和正常运 行中的过渡状态。 C3123 扰动工况：设备在正常运行事件过程中所 处的工况。
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
C篇 2级设备
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。
▪ 这些规则主要是用来阐明对承压边界的要求，即保 证承压边界的完整性，而不是用来保证某些设备 (特别是有运动部件的设备,如泵、阀、机械密封等) 在任何工况下都有正确的运行性能，即不保证运动 部件的可运行性。
▪ 第一卷的各篇在需要之处明确引用第Ⅱ卷到第Ⅴ卷所包 含的规则和技术条文，是RCC-M的索引和指南。
▪ 第Ⅰ卷的Z篇汇集了一些技术性附录。强制性附录：用罗 马数字编号，如Z Ⅲ； 非强制性附录：用字母编号,如Z D。
ASME与RCC-M的对应关系
ASME NCA分卷 NB分卷一级设备 附录
NC分卷二级设备 附录
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）
国内核电项目工程的规范标准
• 运行核电站
RCC-M 第Ⅰ卷A篇 第Ⅰ卷B篇一级设备 技术性附录
第Ⅰ卷C篇二级设备 技术性附录
说明
ND分卷三级设备 第Ⅰ卷D篇三级设备
附录
技术性附录
ASME与RCC-M的对应关系
ASME 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
RCC-M
说明
RCC-M无对应 内容，相关内 容在RCC-G中
ASME未独立列出此卷
ASME包括在二、三级 设备内
第Ⅰ卷J篇 低压或 ASME包括在二、三级
常压贮罐
设备内
ASME与RCC-M的对应关系
ASME 第Ⅱ卷 材料 A篇-钢铁材料
RCC-M
说明
第Ⅱ卷 M篇 材料
RCC-M 第Ⅰ卷 A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，
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：ГОСТ
中国快中子实验堆：ГОСТ，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
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
RCC－M规范标准体系
• 法国核岛部件设计建造规则协会（AFCEN）
编制。
• 于1980年首次发布。 • “RCC－M”规则是在借鉴ASME“锅炉压力
容器规范”第三卷“核动力装置设备” 内容的基础上，吸收了法国在核电工业 发展实践中积累的经验和成果而制订出 来的。
RCC—M规范标准体系
设计规则：借鉴ASME第Ⅲ卷核动力装置设备 （NB、NC、ND、NG、NF）各篇的有关内容， 同时吸收了法国在工业发展实践中所取得 的成果。
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
C篇 2级设备
C3124 紧急工况：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。
C3125 事故工况：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 设备
的水压试验等。
RCC—M规范标准体系结构