RCCM和ASME比较
RCCM和ASME比较
2.1 标识 ............................................................................................................................................................................................................................................... 18
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。
e
ASME-III 与 RCC-M 比较 第一部分 总论与制造
目录
【本卷比较后记】
31
1.4 质量保证条款 ......................................................................................................................................................................................................................................6
2.8 水压试验 ............................................................................................................................................................................................................................................. 30
RCC-M与ASME的对比
2007年7月2日
18
检测
RCC-M要求所有1级焊缝予加工表面要在 焊接之前做液体渗透检测。另外不要求 做最终体积检测的所有焊缝的根部（例 如角焊缝或部分焊透焊缝）是要用液体 渗透检测方法进行检测的。这些检测在 ASME第III卷中无要求。不作这些检测与 焊缝失效无关。
2007年7月2日
19
检测
2007年7月2日
2
RCC-M规范的由来
包括了对西屋PWR设计强制的法国法规 要求
RCC-M规范得到AREVA和EDF的支持 没有国际的输入
2007年7月2日
3
ASME规范的基本原理
ASME规范有数百个国际参与者支持（包 括法国、加拿大、日本、韩国、英 国），他们采用统一的流程，并保持关 注点的均衡。
除了电厂、设计者和制作者以外，还需 要其它组织机构。
2007年7月2日
4
行业活动
业主和管理者一直探索对ASME第III卷和RCCM规范要求进行比较 —不同的建造规范和取证要求之间的等 效性
—确保安全 —采用最新技术 —降低建造成本 —减少取证所费的精力
2007年7月2日
5
行业/管理活动
多国设计评价大纲（OECD/MDEP）正用 来评价ASME第III卷和RCC-M之间的不同
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特许
ASME对制造商和制作者的特许的标准化 大纲提供了这些机构可接受的更高的一 致性，因此产品的质量保证更加可靠
ASME规范应用更加广泛，它与某个管理 者无关。
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授权检查和规范符号印记
ASME通过授权核检查师（ANI）提高可 信度，这个RCC-M中没有此要求。
RCC-M因此不规定符号印记或数据报 告，而在ASME第III卷中提供。
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：
ASME与RCC-M对核岛机械设备材料高温拉伸试验相应规定的对比分析
ASME与RCC-M对核岛机械设备材料高温拉伸试验相应规定的对比分析姜伟【摘要】从高温拉伸试验设备、试样规格、试验过程和试验结果处理等方面对ASME和RCC-M规范中材料高温拉伸试验部分进行了对比和总结.结果表明:ASME和RCC-M规范采用了完全不同的试样规格,ASME更多考虑试样规格和试验温度对拉伸试验结果的影响,对试样的测量精度要求更高、保温时间更长;两者要求的加载速率范围相近,对试验结果的修约侧重点不同.【期刊名称】《理化检验-物理分册》【年(卷),期】2018(054)011【总页数】4页(P822-825)【关键词】核岛机械设备;高温拉伸试验;ASME;RCC-M;对比分析【作者】姜伟【作者单位】中国核动力研究设计院核电设备集成采购部,成都 610213【正文语种】中文【中图分类】TG115.5高温拉伸试验是在高于室温至规定温度范围内测定金属材料的一项或多项拉伸性能的试验，是获取金属材料力学性能最重要的试验方法之一，通过高温拉伸试验，可以了解材料在高温下的失效情况，是验证材料质量和设备安全可靠性的重要手段。
试验方法、试验设备、试样规格、试验过程等因素对拉伸试验的结果都有一定的影响。
目前国内核电行业广泛采用的法国RCC-M规范和美国ASME规范，对核岛机械设备材料高温拉伸试验有不同的规定，常见的有300，316，350 ℃高温拉伸试验[1-5]。
在监造的过程中，经常发现供应商在试验设备检定、试样规格选定、试验过程、结果判定等方面容易混淆ASME和RCC-M对高温拉伸试验的规定。
为了区分两个规范对材料高温拉伸试验的不同要求，深入理解标准规范，获得准确的试验数据，有效监督高温拉伸试验，笔者对ASME和RCC-M规范中的高温拉伸试验部分进行了对比和总结。
1 核岛机械设备的高温拉伸试验分析目前国内二代加M310型和三代华龙一号ACP1000型核岛机械设备分别采用法国RCC-M 2000版+2002补遗《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》和RCC-M 2007版《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》规范，三代AP1000型核岛机械设备采用美国ASME《锅炉及压力容器规范》1998版及至2000年的补遗规范。
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。
中国压力容器标准与美国ASME规范的比较
中国压力容器标准与美国ASME规范的比较1.中、美主要压力容器标准的对应关系表1：中、美主要压力容器标准的对应关系2.中国压力容器标准与ASME规范的区别中国压力容器体系有以GB150《钢制压力容器》为代表的技术标准和以《压力容器安全技术监察规程》为代表的安全监察法规组成。
压力容器设计、制造、安装、使用、检验、修理和改造的全过程都同时执行技术标准和安全监察法规，二者相辅相成，构成中国压力容器标准的完整体系，确保压力容器产品的安全。
中国压力容器标准主要是政府牵头，由设计、制造等单位参与起草、修订，最后由政府颁布，是强制性技术标准、法规，具有法律效用。
ASME规范是由制造厂、用户、保险商等单位参与，属于行业协会颁布的标准，只有在地方政府的安全监督部门以法律形式认可情况下才能成为法定的控制产品质量的技术法规。
中国压力容器标准在编制和修订过程中主要参照了ASME，同时还借鉴了其它发达国家的压力容器标准，如BS 5500等。
中国压力容器标准中大部分要求与ASME规范相一致，部分虽与ASME规范要求不一致，但要求更加严格，其主要区别见表2：表2：中国压力容器标准与ASME的主要区别3.结论从以上比较看，可以得出如下结论：1) 在技术上和体系上中国压力容器标准和ASME规范有极大部分是类似或相同的，而且均是成熟的技术和控制方法；2)不同部分主要是不同国家的历史习惯和国家状况所造成的，但均能保证产品的安全性；3)从设备硬件和体系、人员软件上看，中国压力容器标准比ASME规范的要求更加严格、具体；而ASME则主要是由厂家根据规范要求自行制定内部控制要求。
4)从整个生产过程控制看，中国压力容器标准的监控比ASME规范的要求更加严格、具体；5)中国压力容器标准未获得如同ASME一样具有众多国家认可的根本原因是由于中国缺乏对外宣传和交流，但此现状已在逐步改变。
如出版英文标准，加强对外宣传等等。
6)中国压力容器管理机构正在和ASME协会进行协商互认工作。
RCC—M与ASME针对核电强辐照区配套低合金钢埋弧焊焊接材料要求的对比分析
用要 求 。使用 Ｒ Ｃ Ｃ —Ｍ进行焊接相关设计时 ， 在 通 用
要求 的基 础 上 要 考 虑 特 殊 要 求 。对 于 低 合 金 钢 焊 丝／ 焊 剂组 ， 按Ｒ Ｃ Ｃ — Ｍ 规范 的要 求 ， 应根据 ￥ ５ ０ ０ ０章 进行
收， 还应 符合 Ｓ篇 中图 ￥ ２ ５ ０ ０ ． １的要求 ， 如图 １ 所 示 。Ｓ
《 填 充金 属采 购导则 》 ， 适用 于所有 焊 接材 料 ， Ｓ Ｆ Ａ ５ ． ２ ３ 为《 埋弧 焊用 低合 金 钢 焊 丝 和焊 剂标 准 》， 标 准 中有 多
种 焊材 型号供选 择 ， 在 型号 加字 母 “ Ｎ” 后缀 ， 表 示 应 用 于强辐 照 区焊 缝 。在 Ａ Ｓ ＭＥ规 范第 １ Ｉ Ｉ 卷中， 还有 对 核
中 图分 类号 ： Ｔ Ｇ ４ ０ ７
０ 序
言
Ａ Ｓ Ｍ Ｅ规范 中第 １ Ｉ Ｉ 卷 是 对 核 级设 备 的技 术 规 定 ， 第１ Ｉ 卷 Ｃ篇是 对焊接 材料 的要求 ， 第１ ｘ卷是对 焊 接评 定 的要求 。在 Ａ Ｓ ＭＥ规范 第 １ Ｉ 卷 Ｃ篇 中 ， Ｓ Ｆ Ａ ５ ． ０ １为
俘 掳 核电焊接专题
ＲＣ Ｃ Ｍ 与 ＡＳ ＭＥ针 对 核 电 强 辐 照 区配 套 低 合 金 钢 埋 弧 焊 焊 接 材 料 要 求 的 对 比 分 析
深圳 中广核 工程设 计有 限公 司 （ ５ １ ８ １ ２ ０ ） 黄腾 飞
摘要
邱 振生 匡艳 军
孙
广
Ｒ ｃ ｃ — Ｍ和 Ａ Ｓ ＭＥ Ｂ ＆ Ｐ Ｖ Ｃ是 目前核 电设备制造广泛应用 的规范 ， 其 中都包含对核 电焊接材料的特殊要
Ｒ ｃ ｃ — Ｍ规 范共 包括 五 卷 ， 第 一 卷 是核 岛设 备 ， 其
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与ASME法兰计算方法应用对比分析
RCC-M与ASME法兰计算方法应用对比分析白菲菲【摘要】法兰结构是核电厂设备中常用的连接形式之一,法兰连接的失效会直接影响到安全性、经济效益、环境及能源消耗等方面.整体法兰设计RCC-M和ASME 的计算基本原理相同,但在计算细节上又存在着差异.螺栓法兰连接设计需要兼顾垫片、螺栓和法兰三者的匹配.本文从垫片设计计算、螺栓设计计算和法兰设计计算3个方面,对RCC-M的法兰设计计算方法进行分析,同时与ASME法兰设计计算方法的共同点和差别点进行了对比分析.【期刊名称】《新技术新工艺》【年(卷),期】2015(000)005【总页数】3页(P19-21)【关键词】RCC-M;ASME;法兰;垫片;螺栓【作者】白菲菲【作者单位】中广核工程有限公司,广东深圳518172【正文语种】中文【中图分类】TE969RCC-M是在ASME规范第3卷基础上，吸收了大量在法国核工业发展实践中积累的经验和成果而制定出来的，2个规范之间有很多相似和相通之处；但是，经过一些年的发展后，RCC-M与ASME标准产生了一些不同[1]。
其中，在整体窄面型法兰的设计计算方法方面，RCC-M是考虑到内压力及施加于垫片的紧固力的作用情况下来确定法兰及螺栓紧固件尺寸，而ASME的计算均采用Waters法进行设计。
RCC-M的法兰设计计算方法相对于ASME在计算细节上也存在着差异。
本文将从垫片设计、螺栓设计和法兰应力计算3个方面，对RCC-M的法兰设计计算方法进行分析，同时与ASME的法兰设计方法进行对比分析。
垫片设计是整个法兰连接设计的基础，根据给定的使用工况(流体介质、温度和压力)及要求的密封级别等对垫片进行选定。
垫片主要受2个力，即压紧密封垫所需最小压紧力Fj和在工作条件下保证在流体介质压力作用下的垫片密封所需紧固力FM。
1.1 压紧密封垫座所需最小压紧力设备在承受压力前，需要给垫片施加最小压紧力。
在RCC-M的法兰设计中，最小压紧力由供应商提供，并没有给出具体的计算方法。
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标准核一级设备焊接制造要求
ASME与RCC-M标准核一级设备焊接制造要求邹杰;黎振龙;杨小杰;王苗苗【摘要】国内核电机组设计和制造标准广泛采用ASME规范和RCC-M规则,主设备制造厂通常需遵守两套设计标准制造核一级设备.焊接是核电设备制造中最为关键和重要的工艺方法,从标准结构和标准要求方面,阐述ASME规范和RCC-M规则在定位焊、焊接温度、热处理、见证件等焊接制造要求的异同点,从标准使用者角度对比分析标准应用差异,为制定合理的焊接工艺并满足标准规定奠定基础.【期刊名称】《电焊机》【年(卷),期】2019(049)004【总页数】5页(P1-5)【关键词】核电;ASME;RCC-M;焊接【作者】邹杰;黎振龙;杨小杰;王苗苗【作者单位】东方电气(广州)重型机器有限公司,广东广州511455;东方电气(广州)重型机器有限公司,广东广州511455;东方电气(广州)重型机器有限公司,广东广州511455;东方电气(广州)重型机器有限公司,广东广州511455【正文语种】中文【中图分类】T-65;TG40 前言国内现行核电设计技术标准体系、门类较多[1]，其中以美国标准和法国标准为主流。
在核电机组核一级设备的制造过程中，焊接是最为关键和重要的工艺方法，在ASME[2]（美国机械工程师协会锅炉及压力容器规范）和RCC-M[3]（法国核电厂压水堆核岛机械设备设计和建造规则）中都设置了制造相关章节，规定焊接制造的要求。
目前，国内核电机组设计和制造标准广泛采用ASME规范和RCC-M规则。
在此主要通过对比制造阶段的定位焊、预热、后热、焊后热处理以及焊接见证件，阐述ASME规范和RCC-M规则要求的异同点，从标准使用者角度对比分析标准应用差异，为制定合理的焊接工艺、满足标准规定奠定基础。
1 ASME和RCC-M制造篇简介以制造篇章为基础，介绍两套标准体系核一级设备焊接制造要求的异同点。
1.1 ASME规范1.1.1 范围BPVC-Ⅲ核设施部件建造规则第Ⅰ册NB分卷一级设备包含了材料、设计、制作、检测、试验、超压保护、标志、印记以及证书持有者编写报告等方面要求的规则，其中NB4000章为制作和安装。
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。
ASME与RCCM标准核一级设备焊接制造要求
与标准核一级设备焊接制造要求邹杰,黎振龙,杨小杰,王苗苗（东方电气（广州）重型机器有限公司，广东广州511455）摘要：国内核电机组设计和制造标准广泛采用ASME 规范和RCC-M 规则，主设备制造厂通常需遵守两套设计标准制造核一级设备。
焊接是核电设备制造中最为关键和重要的工艺方法，从标准结构和标准要求方面，阐述ASME 规范和RCC-M 规则在定位焊、焊接温度、热处理、见证件等焊接制造要求的异同点，从标准使用者角度对比分析标准应用差异，为制定合理的焊接工艺并满足标准规定奠定基础。
关键词：核电；ASME ；RCC-M ；焊接中图分类号：T-65，TG4文献标志码：C 文章编号：1001-2303（2019）04-0001-05DOI ：10.7512/j.issn.1001-2303.2019.04.01Requirement of the class 1nuclear component welding in ASME code and RCC-M codeZOU Jie ，LI Zhenlong ，YANG Xiaojie ，WANG Miaomiao（Dong Fang （Guang Zhou ）Heavy Machinery Co.，Ltd.，Guangzhou 511455，China ）Abstract ：The ASME code and RCC-M code are widely used in the design and manufacture of class 1nuclear power equipment.Ingeneral ，both of them are used simultaneously in the fabricating of primary device by manufacturer.Welding is the most critical andimportant process of the nuclear power equipment manufacturing.In this paper ，the comparison of the class 1nuclear component welding in ASME code and RCC -M code is introduced by respect of standard structure ，requirement ，welding temperature ，heat treatment and the weld test coupons.The difference of standard application is analyzed from the perspective of users ，which lays afoundation for formulating reasonable welding process.Key words ：nuclear ；ASME ；RCC-M ；welding 本文参考文献引用格式：邹杰，黎振龙，杨小杰，等.ASME 与RCC-M 标准核一级设备焊接制造要求[J].电焊机，2019，49（04）：1-5.收稿日期:2019-02-26作者简介:邹杰（1973—），男，高级工程师，主要从事核电压力容器焊接研发、工艺及管理工作。
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
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【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
目录
ASME-III 与 RCC-M 比较
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前言
01 前言
ASME锅炉压力容器规范是一部适用于锅炉和受压容器（包括核设施）的综合性设备制造规范，其中核设施的设计制 造标准仅是其中的一部分。锅炉压力容器规范中与核电有关的内容有第Ⅲ卷核设施，第Ⅱ卷材料（又分为A卷钢铁材料、 B卷有色金属、C卷焊接和钎焊材料、D卷性能），第Ⅴ卷无损检测，第Ⅸ卷焊接和第Ⅺ卷核设施在役检验等。我们在实践 中采用的ASME锅炉压力容器规范中的标准仅是上述卷册中的一部分，另外再加上一些ASME核电专用标准，如NQA（核质 保）、风险评估、能动设备鉴定、核设施运行与维护，因此在使用时需从上述规范中找到相应的条款再结合核电专用标准 来确定设备的技术规格书中的各种技术要求。适应性很强、面很广、但是对特定产品的设计制造来说就要求读者技术水平 较高、领会标准较全面、比较费事。
1. A 分卷总要求 （A总则 vs NCA总要求+N-QA核质保）
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1.1 RCCM ASME管制的设备范围 ............................................................................................................................................................................................................2
d
02 比较的依据、范围与方式
02.1 依据： 便于我国近期的核电站工程需要，两个规范的版本分别为： z RCC-M 2000版+2002补遗； z ASME- III 2004 版
02.2 范围：
本比较仅涉及压水堆核电站的反应堆压力容器RV, 蒸汽发生器SG, 稳压器PZR等核一级容器类设备的制造相关内容，并 非对两个规范进行全面的比较。 02.3 比较方式：
1.4 质量保证条款 ......................................................................................................................................................................................................................................6
1.3 文件要求 ...............................................................................................................................................................................................................................................4
RCCM是法国根据本国的国情，针对大型压水堆核电设备设计制造的专用标准，它将在ASME规范中分散在Ⅱ、Ⅲ、Ⅴ 、Ⅸ、Ⅺ卷中有关标准汇集在一起重新编制了仅适用于大型压水堆核岛设备设计与建造的并符合法国国情的核电专用标 准。针对性更强、使用更方便。更适合？由于上述理由，在规范的编制过程中、形式与内容都有所不同。因此用简单的条 款一一对应作对比是困难的，其作用也是有限的，要较好地掌握二个规范的异同，有必要将二个规范的相关内容作全面的 认识。
1.2 总则 .................................................................................................................................................................................................................................................3