核电站设备设计制造规范标准刘振领二OO八年八月8/20/20241中国电力投资集团公司 核电事业部核电站规范标准体系介绍核电站规范标准体系介绍 目目 录录.核电站规范标准体系介绍1.国际主要核电站规范标准体系2.ASME规范体系构成3.ASME核设备及RCCM规范标准体系结构3.1ASME规范体系结构3.2RCC规范体系结构8/20/20242中国电力投资集团公司 核电事业部核电站规范标准体系介绍核电站规范标准体系介绍 目目 录录.核电站设备设计与制造规范标准介绍1.ASME及RCCM核设备规范结构2.设备设计范围及理论基础1.1设备设计的内容1.2理论基础和方法3.ASME规范的要求3.1NCA分卷：第一册第二册的总的要求3.2NB分卷一级设备3.3NC/D分卷二三级设备3.4NF分卷设备支承结构3.5NG分卷堆芯支承结构3.6NH分卷高温使用的一级部件3.7第一册：附录3.8第三册：乏燃料运输容器8/20/20243中国电力投资集团公司 核电事业部核电站规范标准体系介绍核电站规范标准体系介绍8/20/20244中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系国际主要核电规范标准体系国际主要核电规范标准体系n规范标准在法规体系上的地位n核核安安全全法法规规法律法律原子能法原子能法人大常委会批准发布人大常委会批准发布行政法规行政法规核安全法规核安全法规国务院（法制局）批准发布国务院（法制局）批准发布（管理条例等）（管理条例等）部门规章部门规章安全规定安全规定国家核安全局批准发布国家核安全局批准发布（条例、实施细则、管理办法）（条例、实施细则、管理办法）指导性文件指导性文件核安全导则核安全导则国家核安全局批准发布国家核安全局批准发布推荐性文件推荐性文件核安全技术规范标准核安全技术规范标准行业颁布行业颁布国内或国际技术规范标准8/20/20245中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系国际主要核电规范标准体系国际主要核电规范标准体系q美国美国：ASMEq法国法国：RCC-Mq德国德国：KTAq俄国俄国：、8/20/20246中国电力投资集团公司 核电事业部国内核电项目工程的标准国内核电项目工程的标准q运行核电站：运行核电站：n秦山一期：秦山一期：ASME大亚湾：大亚湾：RCC-Mn秦山二期：秦山二期：RCC-M岭岭澳：澳：RCC-Mn秦山三期：秦山三期：ASME+加拿大标准加拿大标准田田湾：湾：q在建拟建项目：在建拟建项目：n中国快中子实验堆：中国快中子实验堆：，ASME，RCC-MRn秦山二期秦山二期3、4号机组：号机组：RCC-M（2000版02补遗）n岭澳二期：岭澳二期：RCC-M（2000版02补遗）n红岩河：红岩河：RCCM（2000版02补遗）n三门、海阳：三门、海阳：ASMEn方家山、福清、宁德、阳江：方家山、福清、宁德、阳江：RCCMn内陆江西、湖南、湖北：待定内陆江西、湖南、湖北：待定8/20/20247中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成nASME规范体系结构规范体系结构q历史沿革：ASME（AmericanSocityofMechanicsEngineer）1914年锅炉规范1925年压力容器规范1965年增加核动力装置规范(第III卷)，同时每年都有修改和增补，并纳入第二年的新版。ASME规范自1977年成为美国国家标准（ANSI）,不仅在美国和加拿大各州的法律上承认它,采用它,在西方许多国家都作为参照标准来执行。核动力装置卷在世界上有较高的权威，得到了国际上广泛采用。法国的RCC-M规范和德国的KTA规范等直接收入了其最重要方面,再加上本国的实践而制定的。8/20/20248中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成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+相关规范案例8/20/20249中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成nASME规范体系结构规范体系结构q第卷动力锅炉建造规则q第卷材料技术条件q第卷核动力装置设备q第卷采暖锅炉q第卷无损检验q第卷采暖锅炉维护和运行的推荐规程q第卷动力锅炉维护的推荐规程q第卷压力容器第一册第二册另一规程q第卷焊接与钎焊评定q第卷玻璃纤维增强塑料压力容器q第卷核动力装置设备在役检查规程8/20/202410中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成nASME规范各卷主要内容规范各卷主要内容q第卷动力锅炉建造规则PG篇建造方法的通用要求q总则q材料q设计q开孔补强q外部管道与本体连接q其他部件设计与布置q安全阀和卸压阀q制造q检验与试验q钢印与认证PW篇焊接制造锅炉PR篇铆接制造锅炉PB篇铆焊制造锅炉PB篇钎焊制造锅炉PWT篇水管锅炉的要求PFT篇火管锅炉的要求PFH篇给谁加热器的非强制要求PMB篇特小型锅炉的要求PEB篇电锅炉的要求PVG篇有机液体蒸发器的要8/20/202411中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成q第卷材料技术条件A篇钢铁材料n公称管n管子n钢法兰、配件、阀门和零件n压力容器用钢板、薄板和钢带n结构钢n钢棒n钢螺栓材料n钢坯和锻件n钢铸件n耐腐蚀和耐热钢n锻铁、铸铁和可锻铸铁n方法标准钢材的检验与试验编号SAXXXX，如SA508/SA508M真空处理压力容器用淬火回火碳钢和合金刚锻件主题内容与ASTM、AISI相应标准要求基本一致。n钢材技术条件的主体结构1.范围2.引用标准3.订货须知4.熔炼工艺5.化学成分6.热处理要求7.力学（机械）性能8.无损检测要求9.补焊10.制造质量和质量等级要求11.合格证书和报告12.标志13.关键词14.补充要求不同的材料，技术条件要求的内容不一样，如管子就需要加工方法、表面状态等。8/20/202412中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第卷材料技术条件B篇有色金属材料（非铁基材料）编号SBXXXX，如SB163无缝镍和镍合金冷凝器和热交换器管子主题内容与ASTM、AISI相应标准要求基本一致。n有色金属材料技术条件的主体结构1.范围2.引用标准3.术语4.订货须知5.熔炼工艺6.化学成分7.热处理要求8.力学（机械）性能9.尺寸偏差10.加工工艺和表面精度11.检验要求12.制造质量和质量等级要求13.拒收与复验14.合格证书和报告15.拒收和复验等16.关键词17.补充要求不同的材料，技术条件要求的内容不一样，如管子就需要加工方法、表面状态等。8/20/202413中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第卷材料技术条件C篇焊条、焊丝及填充金属n焊材焊材技术条件的主体结构技术条件的主体结构SEA5.4手工电弧焊用不锈钢焊条标准1.适用范围一般要求2.分类3.验收4.证明5.计量单位和圆整方法试验方法和要求6.试验综述7.复试8.焊缝试验9.化学成分10.拉伸试验11.角焊缝试验制造识别和包装12.制造方法13.标准规格和长度14.药芯和药皮15.露芯16.焊条标识17.包装18.包装标记ASME第二卷C篇的焊材技术条件有些与AWS相应标准等同，有些提出附加要求。8/20/202414中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第卷材料技术条件D篇材料性能1、材料许用应力8/20/202415中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成2、材料的物理参数3、承受外压壳体壁厚确定使用的曲线和参数8/20/202416中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第卷核动力装置设备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8/20/202417中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第卷采暖锅炉qPH篇各种材料采暖锅炉的通用要求qHF篇锻造材料锅炉建造要求nHW分篇焊接锅炉的制造要求nHB分篇钎焊锅炉的制造要求qHC篇铸铁锅炉建造要求qHLW篇饮水加热器的要求nPH篇各种材料采暖锅炉的通用要求1000章范围和服役限制2000章材料要求3000章设计4000章压力释放装置5000章试验、检验和钢印6000章仪表、配件和控制7000章安装要求图、表8/20/202418中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第卷无损检验q无损检测方法q无损检测的验收标准（第五卷应用的文件）q强制性附录8/20/202419中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第卷采暖锅炉维护和运行的推荐规程q1.概述q2.锅炉类型q3.附件与安装q4.燃料q5.燃料燃烧设备和燃料燃烧控制q6.锅炉房的设施q7.蒸汽锅炉的运行、保养和维修q8.热水锅炉和热水加热锅炉的运行、保养和维修q9.水处理8/20/202420中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第卷动力锅炉维护的推荐规程qC1分卷基础qC2分卷锅炉运行qC3分卷锅炉辅机qC4分卷附属设备qC5分卷仪表、控制和联锁装置qC6分卷检查qC7分卷维修、更换和保养qC8分卷内部化学条件控制qC9分卷锅炉故障预防q强制附录q非强制附录8/20/202421中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第卷压力容器第一册（常规规则法设计，GB1502002）第二册另一规程(分析法设计，JB47321995)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）8/20/202422中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成q第一册nA分卷通用要求qPartUG各类设计方法和材料的通用要求nB分卷对于不同压力容器制造方法的要求qPartUW焊接压力容器的要求qPartUF锻造压力容器的要求qPartUB铆焊压力容器的要求nB分卷对于不同等级材料的要求qPartUCS碳钢和低合金钢压力容器的要求qPartUNF有色金属压力容器的要求qPartUHA高合金钢压力容器的要求qPartUCI铸铁压力容器的要求qPartUCL内表面带防腐堆焊、覆盖堆焊或导衬里的焊接压力容器要求qPartUCD球墨铸铁压力容器要求qPartUHT热处理强化拉伸性能铁基钢压力容器的要求qPartULW多层结构压力容器的要求qPartULT低温使用高许用应力材料压力容器的要求8/20/202423中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n各部分的结构基本相同，如：qPartUW焊接压力容器的要求概述：范围、服役限制、焊接接头分类等材料：设计：制造：检验和试验：标记和报告：压力释放装置：8/20/202424中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成q第二册另一规程(分析法设计）nAG通用要求nAM材料要求nAD设计要求nAF制造要求nAR压力释放装置nAI检验和射线照相nAT试验nAS标记、钢印、报告和记录n强制性附录n非强制性附录8/20/202425中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成q第三册高压压力容器的另一规程nKG通用要求nKM材料要求nKD设计要求nKF制造要求nKR压力释放装置nKE检验要求nKT试验要求nKS标记、钢印、报告和记录8/20/202426中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第卷焊接与钎焊评定分两部分:-QW焊接评定;-QB钎焊评定qQW焊接评定篇n焊接的通则定义:焊接方位/试验位置与类型、拉力/弯曲/冲击等n焊接工艺评定通则、试板制备、焊接参数、特殊焊接方法nIII焊接技能评定通则、评定试验试件、复试/重评、焊工的焊接参数nIV焊接资料参数、技能、P-No、F-No、焊缝金属化分、试样、插图等及附录qQB钎焊评定篇nXI钎焊的通则nXII钎焊工艺评定nXIII钎焊技能评定nXIV钎焊资料q附录：强制性附录；非强制性附录；P号。8/20/202427中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第卷玻璃纤维增强塑料压力容器qPartRG通用要求qPartRM材料要求qPartRD设计要求qPartRF制造要求qPartRQ鉴定要求qPartRR压力释放装置qPartRT指导试验的规则qPartRI检验要求qPartRS标记、钢印和报告q附录8/20/202428中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成n第第卷卷核动力装置设备在役检查规程核动力装置设备在役检查规程qIWA分卷分卷通用要求通用要求qIWB分卷分卷 轻水冷却核电厂一级设备的要求轻水冷却核电厂一级设备的要求qIWC分卷分卷 轻水冷却核电厂二级设备的要求轻水冷却核电厂二级设备的要求qIWD分卷分卷 轻水冷却核电厂三级设备的要求轻水冷却核电厂三级设备的要求qIWE分卷分卷 轻水冷却核电厂轻水冷却核电厂MC和和CC级金属内衬设备的要求级金属内衬设备的要求qIWF分卷分卷 轻水冷却核电厂一、二、三和轻水冷却核电厂一、二、三和MC级设备支承件的级设备支承件的要求要求qIWL分卷分卷 轻水冷却核电厂轻水冷却核电厂CC级混凝土设备的要求级混凝土设备的要求q另外，第另外，第卷还有卷还有9个强制性附录和个强制性附录和11个非强制性附录。个非强制性附录。8/20/202429中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成q规定性附录规定性附录超声检验超声检验q规定性附录规定性附录业主在役检查报告业主在役检查报告q规定性附录规定性附录壁厚不大于壁厚不大于2（51mm）容器的超声检验）容器的超声检验q规定性附录规定性附录涡流检验涡流检验q规定性附录规定性附录向锅炉和压力容器委员会提交技术询问向锅炉和压力容器委员会提交技术询问q规定性附录规定性附录目视检验人员的资格目视检验人员的资格q规定性附录规定性附录超声无损检验人员的资格超声无损检验人员的资格q规定性附录规定性附录超声检验系统的性能验证超声检验系统的性能验证q规定性附录规定性附录2、3级管道压力边界的机械夹具级管道压力边界的机械夹具8/20/202430中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME规范体系构成规范体系构成q非规定性附录非规定性附录A 缺陷分析缺陷分析q非规定性附录非规定性附录B 格式格式q非规定性附录非规定性附录C 奥氏体管道缺陷评定奥氏体管道缺陷评定q非规定性附录非规定性附录D 要求检验的要求检验的1级和级和2级管道焊缝的条件级管道焊缝的条件q非规定性附录非规定性附录E 未曾预计的运行事件评定未曾预计的运行事件评定q非规定性附录非规定性附录G 防止失效的断裂韧性准则防止失效的断裂韧性准则q非规定性附录非规定性附录H 铁素体管道的缺陷评定铁素体管道的缺陷评定q非规定性附录非规定性附录J电厂维护和电厂维护和卷修理卷修理/更换的导则更换的导则q非规定性附录非规定性附录K 具有低上平台夏比冲击能的反应堆容器评定具有低上平台夏比冲击能的反应堆容器评定q非规定性附录非规定性附录L运行电厂的疲劳评定运行电厂的疲劳评定q非规定性附录非规定性附录M 数学模型应用于承压部件的超声检验数学模型应用于承压部件的超声检验8/20/202431中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系ASME核设备及核设备及RCCM规范标准体系结构规范标准体系结构nASME规范各卷的主要内容规范各卷的主要内容q第卷核动力装置设备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：NH分卷高温设备第一册：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8/20/202432中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系ASME核设备及核设备及RCCM规范标准体系结构规范标准体系结构nASME规范体系结构规范体系结构第卷核动力装置设备设计制造以美国材料与试验学会（ASTM）的检验方法和验收标准，美国国家标准（ANSI）为技术基础。理化检验的方法设备的功能性标准阀门的结构和功能要求就是ANSI16.34、16.41管件制品按照ANSI16.9进行试验等第卷规范案例现为第一册现为第一册NH分卷分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8/20/202433中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系ASME核设备及核设备及RCCM规范标准体系结构规范标准体系结构nASME规范与规范与NRC法规关系法规关系qNRC法法规规是是强强制制要要求求，导导则则是是推推荐荐方方法法；ASME是是工工程程实实践践的方法。的方法。qASME规范是的制定过程，考虑了规范是的制定过程，考虑了10CFR、NRCRG的要求的要求qASME+ASTM+ANSI+AWS等，满足等，满足RG、10CFR要求要求qASME具有技术超前性具有技术超前性qNRC鼓鼓励励工工业业界界和和其其他他组组织织制制定定相相关关核核规规范范标标准准，通通过过定定期期对对这这些些规规范范标标准准的的认认可可（Endorsement），以以保保证证规规范范标标准准的要求、方法等与安全法规和导则的一致性。的要求、方法等与安全法规和导则的一致性。8/20/202434中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系ASME核设备及核设备及RCCM规范标准体系结构规范标准体系结构ASMEIII涉及设备的范围和规定重点n承压设备q容器q换热器q泵q管道q阀注：1、对于这些设备，ASME第卷只解决承压边界的完整性问题，而对泵、阀等能动设备的驱动机构、控制、指示和可运行性不属于该卷范围，而泵轴和叶轮等内部构件的设计在第卷附录给出。2、泵、阀的功能试验与合格鉴定试验要求在相应的产品技术规定中给出。n设备支承n堆内构件n钢制安全壳相关设备n混凝土承压设备：混凝土反应堆容器，混凝土安全壳。不属ASME-III规定范围的设备q装卸、起重和输送设备,如燃料装卸料机、各类吊车等q通风系统设备,如风机、风管及其附件等ASMEAG-1q其它机械设备与电气装置,如柴油机等IEEE8/20/202435中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系ASME核设备及核设备及RCCM规范标准体系结构规范标准体系结构nRCC规范体系结构规范体系结构法国核岛部件设计建造规则协会（AFCEN）编制的系列标准RCC-P核电站系统设计与建造规则RCC-C核电站燃料组件设计与建造规则RCC-E核电站电气设备设计与建造规则RCC-G核电站土建设计与建造规则RCC-M核电站机械设备设计与建造规则RCC-MR核电站高温机械设备设计与建造规则8/20/202436中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME核设备及核设备及RCCM规范标准体系结构规范标准体系结构nRCCM规范体系结构规范体系结构qRCCM借鉴了ASME第卷的有关内容，q吸收法国工业发展中的经验，尤其是法国在核工业发展中的经验。q并以法国的制造和检验标准作为RCCM的基础。q2000年以后版本的RCCM，大量地引用欧盟标准NF、EN；QA从IAEAtoISO9000系列8/20/202437中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME核设备及核设备及RCCM规范标准体系结构规范标准体系结构nRCC-M规范体系结构规范体系结构第一卷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第三卷MC篇检验方法8/20/202438中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME核设备及核设备及RCCM规范标准体系结构规范标准体系结构nRCC-M规范体系结构规范体系结构第四卷S篇焊接第五卷F篇制造RCCMR主要解决了用于核电站的高温使用设备，如容器、泵、阀门、管道、反应堆内部件、支撑件等的材料、设计、制造、检验与试验等方面的规定8/20/202439中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME核设备及核设备及RCCM规范标准体系结构规范标准体系结构n2000版RCCM的特点q总体变化不大q支持性工业标准：大量采用欧盟的标准q在扩建工程上的应用：设计材料采用；检验拟用93版？一致性问题？8/20/202440中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计与制造规范标准核电站设备设计与制造规范标准8/20/202441中国电力投资集团公司 核电事业部1.ASME及RCCM核设备规范结构2.设备设计范围及理论基础1.1设备设计的内容1.2理论基础和方法3.ASME规范的要求3.1NCA分卷：第一册第二册的总的要求3.2NB分卷一级设备3.3NC/D分卷二三级设备3.4NC/D分卷NE分卷MC级设备（金属安全壳相关设备）3.5NF分卷设备支承结构3.6NG分卷堆芯支承结构3.7第一册：附录3.8第三册：乏燃料运输容器核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME及及RCCM核设备规范结构核设备规范结构8/20/202442中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME及及RCCM核设备规范结构核设备规范结构nASME第第卷卷核动力装置设备的构成核动力装置设备的构成q第III卷包括第一册和第二册。第一册分卷用大写字母N表示，第二册的分卷用大写字母C表示。q分卷n分卷分成章、节、条，根据需要，还可分成款和项。q章章的数字编号题目n1000引言或范围n2000材料n3000设计n4000制造和安装n5000检验n6000试验n7000超压保护n8000铭牌、印记和报告8/20/202443中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME及及RCCM核设备规范结构核设备规范结构nASME第第卷卷核动力装置设备的构成核动力装置设备的构成q参照参照n第卷内所用的参照，一般可归纳为以下四类:nA、用第卷的其他部分作参照nB、用其他各卷作参照q第11卷材料技术条件当对材料的要求或对材料检验与试验的要求需符合诸如SA一105，SA一370，或SB160的技术条件时即需参照第11卷的材料技术条件。这些参照均以字母S开头。q第V卷无损检验参照第V卷则以字母T开头，它表示涉及材料或焊接的元损检验。q第IX卷焊接和钎焊评定参照第IX卷以字母Q开头，涉及焊接和钎焊约有关要求。q第Xl卷核动装置设备的在役检查当引用在役检查方面的参照时，应采用第XI卷的规则。8/20/202444中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME及及RCCM核设备规范结构核设备规范结构nASME第第卷卷核动力装置设备的构成核动力装置设备的构成nC、本规范各卷内未写明但需作参照的技术条件和标准q(1)检查方法和验收标准需由美国材料与试验学会(ASTM)出版。q(2)有关产品(如阀门法兰和附件)的尺寸标准由美国国家标准学会(ANSI)审批，并由美国机械工程师学会(ASME)出版。当产品需要符合如ANSIB16.5这种标准时，由ANSI审批该标准。q(3)有关产品(如阀门法兰和附件)的尺寸标准和其他标准也可由阀门和附件工业制造厂标准化协会WSSVH)出版并作为实施标准。q（ 4)焊 接 和 钎 焊 材 料 的 技 术 条 件 由 美 国 焊 接 学 会 (AWS,250lNorthwest7thst，Mhmi，Fla.33125）出版。这类技术条件编入第II卷，并以词头“SF”这种AWS的标记法来识别，例如SFA一5.1。q(5)适用于贮罐和法兰的设计和建造的各种标准由美国石油学会(API)出版，并用如API一620和API一2000来表示。当在第III卷中涉及到如此表示的文件时，便是API出版的标准。8/20/202445中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME及及RCCM核设备规范结构核设备规范结构nASME第第卷卷核动力装置设备的构成核动力装置设备的构成nD参照附录q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1一1.2或11一1100即表示其属规定性附录。(2)非规定性附录提供了为第111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即表示英属非规定性附录。8/20/202446中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME及及RCCM核设备规范结构核设备规范结构nRCCM的构成的构成qA篇汇集了应用本设计建造规则的通用要求。qB,C,D，E，G,H和J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qG篇堆内构件。qH篇支承件，qE篇小型设备，qJ篇低压或常压贮罐。8/20/202447中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME及及RCCM核设备规范结构核设备规范结构nRCCM的构成的构成qB,C,D,E,G，H，和J篇总的编排结构n1000章规定了适用范围，n2000章详细说明设备制造用的零件和制品:n3000章规定了设备的设计规则，n4000章规定了制造和检验的规则，n5000章对相应设备特有项目作出规定:承压设备和贮罐的试验，标准支承件的合格鉴定、小型设备中泵的鉴定。8/20/202448中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME及及RCCM核设备规范结构核设备规范结构nRCCM的构成的构成n第I卷的各篇在需要之处明确引用了案I卷到第V卷所包含的规则和技术条文，从而使后者用于有关设备n在某一设备使用RCC-M规则时，制造者可在第I卷该设备相应的篇中，直接通过正文或者通过援引其它卷(或者第I卷其他篇)的章节号，找到适用的全部条文。因而第I卷的各篇成为RCC-M的索引和指南n第I卷的Z篇汇集了一些技术性附录。规定的表示方法是，用罗马数字综号的附录是强制性的，用字母编号的附录则是非强制性的。在第I卷的其他各篇中将引用这些附录。n引入强制性附录的目的是为了使第I卷各篇中的技术规则的叙述更加明确、更加简炼，引入非强制性附录的目的是为了介绍一些公认的方法和做法。n制造商可使用非强制性附录未规定的其他方法或做法，但必须论证该方法或做法满足规定的要求并预先得到承包商的书面许可。8/20/202449中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME及及RCCM核设备规范结构核设备规范结构nASME与RCCM设计标准的对应关系（核一级设备）（一）ASMERCCM说明NB3300容器设计NB3310通用要求NB3320设计考虑事项NB3330开孔和补强NB3340容器分析NB3350焊接结构设计NB3360容器的特殊要求B3300容器的通用设计B3310验收标准B3320最小厚度的确定B3330设计的考虑B3340焊接结构设计B3350对容器的特殊要求RCCM的开孔补强见附录ZANB3400泵的设计NB3410离心泵通用要求NB3420定义NB3430离心泵的设计要求NB3440特定形式泵的设计B3400泵的通用设计B3410通用要求B3420专门设计规则ASMERCCM说明NB3100设计总则NB3110载荷准则NB3120特殊考虑事项NB3130通用设计规则B3100设计通则B3110规则的目的B3120运行工况B3130载荷规则B3140准则的级别B3150各类工况适应的最低准则级别B3160应力分析报告B3170特殊考虑RCCM的工况定义比ASME明确RCCM承受外压设备设计见附录ZNB3200分析法设计NB3210设计准则NB3220除螺栓外的应力极限NB3230螺栓的应力极限B3200设备性能分析通则B3210分析的组成B3220有关分析的术语B3230弹性分析B3240弹塑性分析和实验应力分析B3250适用于螺栓的准则B3260抗脆性断裂强度ASME防脆断见附录G8/20/202451中国电力投资集团公司 核电事业部主要核电国际核电标准体系主要核电国际核电标准体系 ASME及及RCCM核设备规范结构核设备规范结构nASME与RCCM设计标准的对应关系（核一级设备）（二）ASMERCCM说明NB3600管道设计NB3610通用要求NB3620设计考虑事项NB3630管道设计和分析准则NB3640承压设计NB3650管件制品的分析NB3660焊接设计NB3670管道的特殊要求NB3680应力指数及挠性指数NB3690管件制品的尺寸要求B3600管道B3610概述B3620关于载荷的规则B3630关于管道分析和适用规则的一般要求B3640尺寸与压力关系的规则B3650管道制品的分析B3660对焊接的要求B3670专门要求B3680应力指数和柔性系数ASMERCCM说明NB3500阀门设计NB3510合格要求NB3520设计载荷和考虑事项NB3530通用规则NB3540承压部件的设计NB3550循环载荷的要求NB3560设计报告NB3590压力释放阀的设计B3500阀门的通用设计B3510概述B3520关于载荷的规则B3530一般规则B3540确定最小壁厚B3550阀门的分析规则B3560应力分析报告8/20/202452中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准设备设计制造基础设备设计制造基础n设备设计的内容与范围设备设计的内容与范围q设备的结构完整性设计：n容器、贮罐、泵壳、阀体、管道等。n承压边界厚度设计、局部补强设计、焊接结构设计、法兰接管设计。q设备的功能性设计：n泵、阀等能动部件。q设备设计的边界范围：ASMENB1000、RCCMB1000设备设计任务书所规定的设备边界离开设备（容器、贮罐泵、阀）不得小于下列范围：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螺纹接头。8/20/202453中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准设备设计制造基础设备设计制造基础n设备与部件安全和规范级别确定设备与部件安全和规范级别确定q设备等级根据核安全法规，按照系统和设备的核安全功能确定nHAF102核电厂设计安全规定要求“必须明确规定构筑物、系统和部件的全部安全功能。构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。”HAD201给出了分级方法。n美国RG1.26“核电站载水、蒸汽放射性设备的质量分级和标准”，ANSIN18.2“压水堆核电站设计的核安全准则”n核安全1、2、3级，NC级。qASME规范等级与核安全分级对应,设备与部件的规范级必须等于或严于设备所在系统的安全级。安全等级安全等级123NCASME等级等级123常规标准常规标准8/20/202454中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准设备设计制造基础设备设计制造基础n设备分级的边界q焊缝的级别:连接两个不同级的部件的焊缝取高级别;q非承压部件与承压部件间的焊缝,按承压件的级别;q由于某些考虑,设备(部件)技术规格书在低级的部件的建造可以采用高级的规范，不承压的设备、零部件也可考虑采用ASME中的合适规定；q部件的制造或安装承担方可以用高一级的规则来替代较低级部件。n设备分级对于不同堆型有较大差别qPSAR3.2主要解决分级问题，包括安全级别、规范等级、抗震类别、质量等级等。qAP1000设备分级：DCD文件3.2ClassificationofStructures,Components,andSystemsq具体设备分级设计许多技术参数，如需要应专题讨论。8/20/202455中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准设备设计制造基础设备设计制造基础n设设备备设设计计的的理理论论基基础础和和方方法法q强度理论：n第一强度理论（最大主应力）n第二强度理论（最大主应变）n第三强度理论（最大剪应力）n第四强度理论0（复合主应力）qASME、RCCM的使用限制是基本强度理论的变形形式。n核一级设备（ASMENB、RCCMB）适用第三强度理论即最大剪应力准则n核二、三级设备（ASMENC、ND，RCCMC、D）适用第一强度理论，即最大主应力准则8/20/202456中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准设备设计制造基础设备设计制造基础n设设备备设设计计的的理理论论基基础础和和方方法法q设计方法：na、确定承压边界厚度nb、功能设计nc、补强结构设计nd、焊接与加工结构设计ne、工况和应力分析8/20/202457中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准设备设计制造基础设备设计制造基础n设备制造的主要内容方法设备制造的主要内容方法q材料的采购要求规范标准、采购技术规格书、检验与复验q成形工艺工艺要求、规范标准、工艺试验与工艺评定；q成形工艺过程人员资质，见证试验；q检验材料检验，过程检验，检验人员的资质；q产品的试压力试验，功能性检验。8/20/202458中国电力投资集团公司 核电事业部8/20/202459中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准ASME规范的要求规范的要求NCA分卷：第一分卷：第一/二册总的要求二册总的要求8/20/202460中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NCA分卷分卷 第一第一/二册总的要求二册总的要求n一、要求和范围q本卷给出ASME1、2分册的总要求，制定了核动力装置的设计、制造、打印和超压保护方面要求；q第1分册包括NB，NC，ND，NE，NF，NG，NH7个分卷；q第2分册为对混凝土反应堆容器和安全壳的规范。8/20/202461中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NCA分卷分卷 第一第一/二册总的要求二册总的要求n二、设备分级在NCA-2000中提出了设备分级；按设备分级管理，设计，制造；注：这里给出的是规范等级，与核安全等级的关系。8/20/202462中国电力投资集团公司 核电事业部核核电电站站设设备备设设计计制制造造规规范范标标准准 ASME规范规范 NCA分卷分卷 第一第一/二册总的要求二册总的要求q注意：n1.与核安全的安全分级稍不同，上表1，2，3级一致，MC，CB，CC一般为安全2级，支承随设备分级，堆芯支承结构（按要求，一般为安全2级，）；n2.设备安全分级主要解决核安全功能，是目的；n3.设备的规范等级和质量分级、抗震分类，主要解决设计制造的规范和方法，是满足核安全功能的手段。8/20/202463中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NCA分卷分卷 第一第一/二册总的要求二册总的要求三、三、ASME设计总体要求设计总体要求q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极限的确定。ASME对有机械运动要求的部件的运行性能不预保证，即ASME主要保证部件完整性。qASME-NCA卷设计、使用和试验极限定义如下：n设计极限：设计载荷的极限值；n使用极限：分4级，8/20/202464中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NCA分卷分卷 第一第一/二册总的要求二册总的要求nASME设计总体要求设计总体要求1.A级使用极限：由设备或支承件在完完成成其其规规定定的的使使用用功功能能中所可能承受的载荷而规定所有A级使用载荷都必须适用的一组极限值。2.B级使用极限：对所有B级使用载荷都必须适用的一组极限值。设备或支承件必须受得住这些给定载荷而不发生需要修补的不发生需要修补的8/20/202465中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NCA分卷分卷 第一第一/二册总的要求二册总的要求3.C级使用极限：对所有C级使用载荷都必须适用的一组极限值，它允许在在结结构构不不连连续续区区域域中中有有较较大大的的变变形形，它它可可能能引引起起设设备备或或支支承承件件停停机机检检查查或或修修理理，此极限用户应复核是否符合已确定的系统安全准则。4.D级使用极限：对所有D级使用载荷都必须适用的一组极限值，这这些些极极限限值值可可允允许许显显著著的的整整体体变变形形，会会使使部部件件丧丧失失尺尺寸寸的的稳稳定定性性，并并有有需需作作修修理理的的损损坏坏。因而用户需复核是否与确定的系统安全准则相符。q使用极限可用更为严格的级别来替换，如B级限可用于原规定为C级使用极限的地方。8/20/202466中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NCA分卷分卷 第一第一/二册总的要求二册总的要求n设设计计总总则则ASMENB3100、RCCMB3100）q设计参数：有设计温度，设计压力，设计机械载荷；q载荷准则的载荷条件：有内压、外压、冲击载荷、自重、规定的当地的风，雪载荷，振动载荷及地震载荷、支承等的反作用力、温度效应。q工况：按NCA分级，设计工况（A工况）；使用工况（B工况）：对规定为B级限制的工况的持续时间应列入设计任务书；C工况：对规定为C级限制的所有工况，当Sa图I-9疲劳曲线106次对应值时必须不大于25次；D工况。q其他通用设计规则：尺寸标准、外压、密封、附件、腐蚀防护、开孔补强、法兰和螺栓设计等。8/20/202467中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NCA分卷分卷 第一第一/二册总的要求二册总的要求n载荷工况与应力限制8/20/202468中国电力投资集团公司 核电事业部n四，责任和义务：NCA-3000给出了各种对象的责任和义务必须执行，包括核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NCA分卷分卷 第一第一/二册总的要求二册总的要求8/20/202469中国电力投资集团公司 核电事业部nNCA还包括-4000质量保证；-5000授权检验；-8000授权证书、铭牌、规范印记和数据报告；-9000术语汇编。核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NCA分卷分卷 第一第一/二册总的要求二册总的要求8/20/202470中国电力投资集团公司 核电事业部8/20/202471中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准ASME规范的要求规范的要求NB分卷一级设备分卷一级设备8/20/202472中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备内内容容n1000引言或范围n2000材料n3000设计n4000制造和安装n5000检验n6000试验n7000超压保护n8000铭牌、印记和报告8/20/202473中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n1000章章范围与内容范围与内容对一级部件在材料、设计、制造、检验、试验、超压保护、标记和证书持有者编写报告等方面所要求的规则；涉及产品强度和承压边界的完整性；涉及的设备使用温度低于425（800），也就是不需要考虑高温蠕变。高于此温度的参见NH分卷。8/20/202474中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n2000章章 材料材料NB-2000材料中重点是对核一级材料的通用要求，特别对承压材料NB-2120中：q许用材料规格见卷PD，S表2A，2B，满足该附录的所有要求，（ASME1998，老版见附录I）。焊缝见卷PC，NB-2400qNB-2300材料满足对断裂韧性的要求尤为重视，决定了设备的寿命8/20/202475中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q材料要求材料要求ASMEN2000与与第第卷卷共共同同形形成成材材料料的的技技术术规规格格书。书。入入场场检检验验、源源地地验验收收等等，源源地地验验收收要要严严格格按按程程序序进进行。行。材料的断裂韧性材料的断裂韧性N2300：要求见下表：要求见下表承压材料的检验和修补：承压材料的检验和修补：N2500和第和第卷卷焊材按第焊材按第卷卷C篇、篇、N2400实施实施8/20/202476中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备 1，材料特性n许应应力q核一级设备承压材料Sm=MinST/3、1.1STRT/3、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY其中：ST、SY：分别为室温的抗拉强度和屈服强度；RT、RY：分别为工作室温的抗拉强度和屈服强度与室温对应值之比;0.9SYRY：适用于奥氏体不锈钢的特殊要求情况。对于管材，见ASMED篇附录2。注：1998年以前ASMESm=MinST/3、1.1STRT/3、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRYRCCMSm=MinRm/3、Su/3、2Re/3、2SY/3或0.9SY与ASME基本相同其中：Rm、Re室温抗拉强度和屈服强度；Su、SY工作室温的抗拉强度和屈服强度=MinRmT/2.6、Rp0.2T/1.5、RmtT/1.5比ASME大其中：RmT设计温度的抗拉强度，Rp0.2T设计温度的屈服强度，RmtT时间t的持久强度。8/20/202477中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q核一级设备承压螺栓材料Sm=MinSY/3、SYRY/3注：RCCMSm=MinRe/3、SY/3与ASME相同W=Rp0.2T/2比ASME大8/20/202478中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q核二、三级设备承压材料S=MinST/3.5、1.1STRT/3.5、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY其中：ST、SY：分别为室温的抗拉强度和屈服强度；RT、RY：分别为工作室温的抗拉强度和屈服强度与室温对应值之比;0.9SYRY：适用于奥氏体不锈钢的特殊要求情况。对于管材，见ASMED篇附录1。注：1998年以前ASMES=MinST/4、1.1STRT/4、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRYRCCMS=MinRm/4、Su/4、2Re/3、2SY/3或0.9SY比ASME低15其中：Rm、Re室温抗拉强度和屈服强度；Su、SY工作室温的抗拉强度和屈服强度=MinRmT/2.6、Rp0.2T/1.5、RmtT/1.5比ASME大其中：RmT设计温度的抗拉强度，Rp0.2T设计温度的屈服强度，RmtT时间t的持久强度8/20/202479中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q材料许用应力系数的改变（43.5）是ASME规范的一个系统提升，它使得材料的利用率提高了15。qASME在1914年材料许用应力系数为5，1944年降为4，是基于焊接技术和无损检测技术的进步；1999年降为3.5是基于断裂力学的应用、钢的冶炼技术使得材料韧性增大等，所以材料的许用应力系数的下降并不降低设备的安全性。但要注意配套的材料要求和设计方法。8/20/202480中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n韧性q韧性要求主要是针对核一级设备材料；q辐照影响；q有害元素PS。，堆芯部件P，Cu控制，对脆化影响q如，对以及设备的材料的要求8/20/202481中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n疲劳特性q对不同材料的疲劳性能曲线见第卷第一册限定性附录的图-9.1-9.6,注意：这些疲劳曲线使用的材料强度范围和温度范围。8/20/202482中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q2，NB-2500检验和修补：注意承压材料的检验，验收标准和修补（注意1989版开始增加了铸件产品的检验要求，见表NB-2571-1；泵，阀铸件超声检验，射线检验，磁粉检验，液体渗透检验；和母材焊接反修的规定等）。q3，材料的复验：ASME规定较宽泛，不一定不须，NPT材料可以认可出厂结果。核心是要求检验的可控性。q4，NB-2600材料的质量管理大纲：8/20/202483中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备nNB-2430焊缝金属试验焊缝金属试验n机械性能试验；机械性能试验；n化学分析试验；化学分析试验；n-铁素体含量的测定。铁素体含量的测定。nNB-2432、2433对化学分析试验和对化学分析试验和-铁素体含铁素体含量的测定进行了很具体的规定。量的测定进行了很具体的规定。8/20/202484中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n3000章章设计设计n设设计计总总则则ASMENB3100、RCCMB3100）q设计参数：有设计温度，设计压力，设计机械载荷；q载荷准则的载荷条件：有内压、外压、冲击载荷、自重、规定的当地的风，雪载荷，振动载荷及地震载荷、支承等的反作用力、温度效应。q工况：按NCA分级，设计工况（A工况）；使用工况（B工况）：对规定为B级限制的工况的持续时间应列入设计任务书；C工况：对规定为C级限制的所有工况，当Sa图I-9疲劳曲线106次对应值时必须不大于25次；D工况：考虑变形失稳。q其他通用设计规则：尺寸标准、外压、密封、附件、腐蚀防护、开孔补强、法兰和螺栓设计等。8/20/202485中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q规则法设计和分析法设计规则法设计和分析法设计设计方法设计方法规则法设计规则法设计分析法设计分析法设计使用设备使用设备核一级设备有要求的核二级设备特殊要求非核级设备核二级设备核三级设备非核级设备设计内容设计内容规范规定的结构设备形式进行设计，通过规范给出的公式确定设备的壁厚、开孔补强、连接结构、法兰、螺栓等按规范规定设计结构的主要形式和壁厚等参数，进行机构的应力分析、疲劳分析，按不同工况限制进行应力校核，进行极限分析和屈曲分析。使用标准使用标准第卷NB分卷NB3200NC分卷NC3200第卷第二册另一规程第卷NC分卷NB3100ND分卷NC3100第卷第一册8/20/202486中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n分析法设计（一级设备或规格书特别要求分析法设计（一级设备或规格书特别要求）qASMENB-3200分析法设计q（1）考虑因素：）考虑因素：NB-3211合格要求：合格要求：（A）应力强度限值（NB-3100和卷PD，S表2A，2B，4）（B）遵守NB-3100规则；（C）对产生压缩应力的结构除还必须考虑临界翘曲应力；（D）提供防止无延性断裂方法，并满足计算使用和试验工况（附录G方法）；管、泵和阀材料大于2（ 1/2） in（ 64mm） 建 立 最 低 使 用 温 度 不 低 于RTNDT+1000F；管、泵和阀材料小于2（1/2）in（64mm）必须符合或低于建立的最低使用温度，或建于设计规格书规定值。8/20/202487中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n分析法设计分析法设计q（2）确确定定了了应应力力的的依依据据和和术术语语：复复合合应应力力的的破破坏坏理理论论用用最大剪应力理论：最大剪应力理论：n结构：总体结构不连续；局部结构不连续。n应力：法向应力；剪应力；薄膜应力；弯曲应力；一次应力；二次应力（如，总体热应力，总体结构不连续处的弯曲应力）；局部一次膜应力；峰值应力；载荷应力；热应力；总应力；工作循环；应力循环；疲劳强度减弱系数；自由端位移；膨胀应力。n变形：非弹性；蠕变；塑性；塑性分析；塑性分析-破坏载荷；塑性失稳载荷；n分析：极限分析；极限分析-破坏载荷；破坏载荷-下限定理；塑性铰；应变极限载荷；试验破坏载荷；棘轮效应；安定性等。8/20/202488中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n分析法设计分析法设计q（3）应力强度和应力分类）应力强度和应力分类n计算该部件受各种载荷的应力分量，可以使用任意经过验证的方法，并将每种应力值规入如下的一类或一组：（a）总体一次薄膜应力，Pm；（b）局部一次薄膜应力，PL；（c）一次弯曲应力，Pb；（d）膨胀应力，Pe；（e）二次应力，Q；（f）峰值应力，F；n容器的应力分类：ASME表NB-3217-1n管道的应力分类：ASME表NB-3217-28/20/202489中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n分析法设计分析法设计q（3）应力强度和应力分类（续）应力强度和应力分类（续）n对每一类应力，计算出由不同类型载荷引起的t的代数和。对其余5种应力分量进行同样的计算。也必须考虑这些应力分类的某些组合。n分析法设计的“应力强度”：用下列关系式计算应力差S12、S23、S31：S12、=1-2，S23、=2-3，S31、=3-1；应力强度S为S12、S23、S31中绝对值最大者。n主应力差2倍的剪应力，；n剪应力强度理论。8/20/202490中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n分析法设计分析法设计（4）各种工况应力限制）各种工况应力限制适用于除螺栓以外的承压部件螺栓结构的分析和验收准则：NB-32308/20/202491中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n分析法设计分析法设计q（5）疲劳分析：）疲劳分析：疲劳累积损伤系数U1NB-3222.4曲线I-9.1,I-9.2.1,I-9.2.2,I-9.3,I-9.4q（6）其它特殊限值：其它特殊限值：剪应力与其限值；支承应力与限值；螺栓应力与限值等，在有关计算时介绍。q（7）防非延性断裂（附录）防非延性断裂（附录G）：）：NK1K1R；K1的计算附录G；K1R的试验方法，包络值。在防非延性断裂专题。注：RCCM的防断裂设计更宽泛，PTS工况大于1/4壁厚仍可以分析8/20/202492中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n容容器器设设计计NB3300q容器的整体结构设计，容器的厚度设计等与NB的要求相同。尺 寸 ： 圆 柱 壳 壁 厚 t=（ PR） /（ Sm-0.5P） ;或 t=（PRo）/（Sm+0.5P）;q开孔补强设计用Smt替代NB的Sm来确定补强范围和补强厚度，其他可采用NB-3330有关公式。开孔补强按NB-3332；一般补强面积A=dtrF；F修正值见图qNB3340容器的结构分析按NB3200的要求，对承压边界和螺栓进行结构的应力校核。分析包括结构的应力校核、变形分析、疲劳寿命分析等。不同工况的载荷与应力限制见前面表格。8/20/202493中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n容容器器设设计计qNB3350焊接结构设计容器焊接结构设计：焊接接头分类分容器焊接结构设计：焊接接头分类分A、B、C、D类；带垫板类；带垫板B类接头疲劳减弱类接头疲劳减弱系数不系数不小于小于2；部分焊透焊缝疲劳减弱系数不小于；部分焊透焊缝疲劳减弱系数不小于4。见图。见图NB-3351-1。8/20/202494中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n泵的设计q（1）范围：范围：n泵壳，泵入口管和出口管；泵盖；夹紧环；密封套和密封压盖；相关螺栓连接件；泵内部的热交换器管道；泵辅助连接接管；与泵连为一体的构成压力边界部分；连接到承压边界的安装支脚或支座；q（2）不包含：不包含：n泵轴设计，见附录S；叶轮非结构上内部构件设计，见附录Uq（3）结构材料设计：结构材料设计：n接管大于4英寸泵：满足NB3100，NB-3200，附录要求，（NB-3414，NB3430）；防止非延性断裂按NB3211（d），即材料厚大于2（1/2）英寸（64mm）最低使用温RTNDT+1000F，材料厚小于2（1/2）英寸满足NB3232（a）要求在或低于最低使用温按设计规格书（1989改）；二、三级泵无防脆断要求小型泵设计满足NB3100，附录要求，有矛盾按NB3400。8/20/202495中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n泵的设计q（4）承压部件尺寸：承压部件尺寸：n最小进出口壁厚：t=0.5(tmrm);rm=rI+0.5tm;tm=x-x，y-y截面入口或出口平均壁厚；C型泵壳壁厚：t=（0.63PA）/Sm；A泵壳内侧涡室尺寸：q（5）附属结构设计：附属结构设计：n隔舌端部应力，可能产生局部的高应力，设计是否适当可实验应力分析。q（6）出入口按开口补强设计；出入口按开口补强设计；n同容器的补强方法。8/20/202496中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n泵的设计q（9）结构应力分析：）结构应力分析：n核一级泵的承压边界按NB-3200的要求进行，分析法，第三强度理论；n核二、三级泵的承压边界按NC-3200/ND3200的要求进行，第一强度理论。n飞轮的结构完整性设计；n接管载荷的影响。q（10）地震载荷：）地震载荷：n载荷注意连接管载荷和地震载荷，重点考虑支撑部件的地震响应；n抗震试验验证。8/20/202497中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n阀门设计q核一级阀门NB-3400核二级阀门NC3400核二级阀门ND3400阀门设计q（1）材料选择：n与回路介质的适用性，抗辐照要求。q（2）结构分析n最小壁厚：按ANSI16.34的相应要求确定。n承压边界：n核一级阀门：满足NB-3530NB3646.2，还应满足NB-3200中二次应力和疲劳分析规则（NB-3222.2和NB3222.3，NB-3222.4）；n核二、三级阀门：NC3500、ND3500的要求，8/20/202498中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n（A）满足NB-3530NB3646.2未考虑热应力时，还应满足 NB-3200中 二 次 应 力 和 疲 劳 分 析 规 则 （ NB-3222.2和NB3222.3，NB-3222.4）；n（B）不须疲劳分析时，满足（1）NB-3530。NB-3546，估算二次应力用NB-3200代替NB-3545.2，而不考虑NB3545.3；（2）满足NB-3530和NB-3541按附录实验应力分析并满足NB-3200机械载荷引起一，二次应力规定：（管产反作用力按产生0.5Sy拉伸屈服强度应力的载荷和1倍弯曲和扭转屈服强度应力的载荷来确定。）。二次热应力按NB3200或NB-3545计算。n（C）满足NB-3530和NB-3541，附录实验应力分析时可用NB-3200确定设计是否合格。二次热应力和管道反作用力按NB3512.2（b）进行，按NB3200，NB-3550疲劳分析；8/20/202499中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n（D）可不满足NB-3540，设计一种端部焊接阀门，承压部分满足NB-3200并满足：（1）设计计入地震、最大阀杆力、封闭力、装配力。产生的压力温度和机械影响。对A级使用限（管产生反作用力按产生0.5Sy拉伸屈服强度应力的载荷和1倍弯曲和扭转屈服强度应力的载荷来确定），设计任务书写入B、C、D限制下，必须考虑的载荷和操作要求。（2）代替满足NB-3200的Sm对铁素体阀体阀盖材料的许用应力强度应采用卷PDS1表1A；对表PDS1表2A、2B，应采用降低了许用应力强度值，由屈服强度0.67得出表Y-1。（3）至少对一个阀门模型进行试验；（4）编制设计报告；（5）对阀门水压试验。8/20/2024100中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n阀门设计q（3）驱动机构驱动机构n核级电动装置，E1级要求的电装。q（4）性能试验性能试验nANSI16.34,16.41的相关要求。n阀门水压试验：试验压力的确定；n冷态性能试验：密封性能、流阻系数、开启力矩等；n热态性能试验：n老化试验：温度老化、机械老化、辐照老化等；n抗震性能试验：根据不同制定试验大纲。q（5）抗震性能抗震性能n试验加分析。8/20/2024101中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n管道设计qNB-3600管道设计：管道设计：n分标准管道制品（直管，弯管，相贯管件，斜接件，封闭件，法兰接头渐缩管）和其它管道制品的承压设计和管道制品分析。qA管系设计：管系设计：n承压设计：主要计算壁厚如受内压直管最小壁厚:ntm=（PD0）/（2（Sm+Py）+A；ntm=（Pd+2A（Sm+Py）/2（Sm+Py-P）；n管道工作压力Pa=（2Smt）/（D-2yt）；y=0.4,；A附加厚度.n管道的布置和应力水平与使用环境，膨胀与挠性件，n管道载荷，支撑和阻尼布置有关。8/20/2024102中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n管道设计qB管道的应力分析n一次应力n一次应力二次应力这两个公式是管道承压设计中的基本，假想管道破裂点的选择也是依据这两个公式n相关其他工况要求NB36008/20/2024103中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n管道应力限值：8/20/2024104中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备8/20/2024105中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备8/20/2024106中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备qC管件的设计n主要考虑设计与制造工艺的关系：如变形减薄n弯管须考虑弯曲半径与壁厚关系；其它管制品须实验应力分析或求爆破压力P=（2St）/D0，S管材最小抗拉强8/20/2024107中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n4000章章材料要求材料要求ASMENB2100规定了对不同级别材料的要求，与第二卷共同形成材料的技术规格书。材料的复验（NB2130）入场检验、源地验收等，源地验收要严格按程序进行。材料的断裂韧性：冲击值材料的无损检验和修补：NB-2500焊材按第卷C篇、NB、NC2400和第IX卷实施。8/20/2024108中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q（1）制造过程中的材料检验（）制造过程中的材料检验（NB-4100）机械性能和冲击复验：机械性能和冲击复验：超出热处理工艺评定的热加工超出热处理工艺评定的热加工机机加加工工过过程程中中的的表表面面检检验验：大大于于10%壁壁厚厚或或3mm（取取小小者）也做的加工者）也做的加工标记的移植：承压材料应保持标识标记的移植：承压材料应保持标识材料的修补：材料的修补：制造和安装中发现不满足制造和安装中发现不满足NB-2500的缺陷，则材料为不合格；的缺陷，则材料为不合格；如果按如果按NB-2500对产品进行了修补，除下述情况材料仍可用：对产品进行了修补，除下述情况材料仍可用：修补深度没有限制修补深度没有限制补焊坡口表面检验时间需按补焊坡口表面检验时间需按NB-5130的规定的规定补补焊焊后后要要按按NB-5130检检验验，超超过过10%截截面面厚厚度度或或10mm的的补补焊焊要要专专门门编编制制报报告告（包包括括补补焊焊位位置置及及尺尺寸寸图图、焊焊材材标标识识、WPS、热处理、检验结果）热处理、检验结果）。8/20/2024109中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q（2）切割、成形和弯曲工艺）切割、成形和弯曲工艺（NB-4200）热热切切割割焊焊接接接接头头、破破口口、附附件件或或缺缺陷陷时时，应应考考虑虑预预热热，参参见见附录附录D热热成成形形定定义义为为高高于于121低低于于材材料料下下临临界界转转变变温温度度时时的的成成型型，主主要要考考虑虑对对冲冲击击值值的的影影响响，不不降降低低冲冲击击值值或或经经后后续续热热处处理理可可以恢复冲击值的所有加工方法均可使用以恢复冲击值的所有加工方法均可使用8/20/2024110中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q（3）核级设备的成形工艺评定）核级设备的成形工艺评定n条条件件：评定试验材料与设备使用材料具有相同规格、等级和热处理状态，相近的性能。这些试验用来证实成形工艺可以保证成形后还具有NB2300要求的冲击性能。n具备如下条件的成形过程不需要进行工艺评定：na取冲击试样前已完成热成型的材料，如锻件；取冲击试样前已完成热成型的材料，如锻件；nb.成形工艺后需要进行取样性能测试,且试试块块经经受受的的热热处处理理能代表产品经受的热成型工艺和热处理；能代表产品经受的热成型工艺和热处理；nc不要求冲击性能的材料；nd最小应变小于0.5%的成形过程或最终应变小于预先评定的工艺规程的材料成形过程；ne成形后相应按每炉和每批进行NB2300所要求的冲击试验的材料成形过程；n凡是不满足以上ae5条的成形工艺均要进行工艺评定所有焊接工艺按NB4300及第卷要求进行工艺评定8/20/2024111中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q成形评定试验成形评定试验变变形形前前后后各各用用三三个个试试样样以以评评定定成成形形和和相相应应的的热热处理的影响；处理的影响；取样应按取样应按NB2000在试样变形的拉伸侧；在试样变形的拉伸侧；按按NB4213的方法计算成形工艺的应变率；的方法计算成形工艺的应变率；工工艺艺规规程程评评定定使使用用与与材材料料制制造造中中采采用用的的相相似似的的弯弯曲曲方方法法或或直直接接拉拉伸伸试试样样，来来模模拟拟工工艺艺的的表表面面最大应变率；最大应变率；每每炉炉取取足足够够的的试试样样进进行行冲冲击击试试验验，按按NB2300进行试验或测量进行试验或测量TNDT8/20/2024112中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q重新成形评定：重新成形评定：n对于以下情况进行重新工艺评定na焊后热处理保温时间大于评定时间或未进行热处理；nb实际工艺过程的变形率大于已评定的过程的5%以上；nC.成形或弯曲过程所用的温度高于120，而未进行热处理。8/20/2024113中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q(5)NB-4200成形公差成形公差筒体的圆度公差，即在任一横截面上的最大直筒体的圆度公差，即在任一横截面上的最大直径与最小直径之差不得超过（径与最小直径之差不得超过（D+50）/200和和D/100中的较小值；中的较小值；筒体在管接头处的不圆度：筒体在管接头处的不圆度：当所测量的横截面通过开孔时如果在距管接头当所测量的横截面通过开孔时如果在距管接头1个开孔内径以内测量筒体的不圆度，可以另外增个开孔内径以内测量筒体的不圆度，可以另外增加开孔内径的加开孔内径的2%；8/20/2024114中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备qNB-4200成形公差成形公差NB-4221.2规定了外压容器的最大偏差；规定了外压容器的最大偏差；NB-4222规定了成形容器封头的偏差；规定了成形容器封头的偏差；NB-4223规定了管子成形或弯曲的公差：规定了管子成形或弯曲的公差：椭圆度不超过下式确定的椭圆度不超过下式确定的8%：100*(Dmax.Dmin.)/D08/20/2024115中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q装配和对中（装配和对中（NB-4230）定位焊定位焊:用来保持对中的定位焊，在完成任务后应清除，或修磨其端部，用来保持对中的定位焊，在完成任务后应清除，或修磨其端部，使它们与最终焊缝能很好地熔合；使它们与最终焊缝能很好地熔合；定位焊应由合格的焊工采用合格的焊接工艺规程来焊接；定位焊应由合格的焊工采用合格的焊接工艺规程来焊接；当定位焊缝将成为完工焊缝的一部分时，应对它们进行目视检当定位焊缝将成为完工焊缝的一部分时，应对它们进行目视检查，并应彻底清除掉有缺陷的定位焊缝。查，并应彻底清除掉有缺陷的定位焊缝。NB-4232双面焊部件双面焊部件的对中要求的对中要求n表表NB-4232-1列出了双面焊缝的最大错边允许值；列出了双面焊缝的最大错边允许值；n球形容器上的接头、封头内的接头、以及圆筒形壳体和半球形封球形容器上的接头、封头内的接头、以及圆筒形壳体和半球形封头之间的接头，应满足表头之间的接头，应满足表NB-4232-1纵向接头的要求。纵向接头的要求。8/20/2024116中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备焊接工艺评定（焊接工艺评定（NB-4300）NB-4320焊接评定、记录和识别标记焊接评定、记录和识别标记NB-4321评定要求评定要求q进行规定的焊接工艺评定及焊工评定；进行规定的焊接工艺评定及焊工评定；q所使用的焊接工艺以及焊工和焊接操作工的评定必须有记所使用的焊接工艺以及焊工和焊接操作工的评定必须有记录。录。；q当焊接受压件上的永久性或临时性附件时，以及它们的定当焊接受压件上的永久性或临时性附件时，以及它们的定位焊缝，使用的焊接工艺及焊工均应进行评定；位焊缝，使用的焊接工艺及焊工均应进行评定；8/20/2024117中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备评定的转让评定的转让由由某某一一证证书书持持有有者者进进行行的的焊焊接接工工艺艺规规程程评评定定试试验验，以以及及焊焊工工和和焊焊接接操操作作工工的的技技能能评评定定试试验验，除除本本规规范范第第卷卷QW-201和和QW-300.2规规定定的的以以外外，不不能能证证明明这这些些焊焊接接工工艺艺规规程程对对任任何何其其它它证证书书持持有有者者也也是是合合格格的的，亦亦不不能能证证明明该该焊焊工工或或焊焊接接操操作作工工能能够够为为任任何何其其他他证证书书持持有者进行合格的焊接。有者进行合格的焊接。冲击试验要求冲击试验要求 母母材材中中有有一一种种要要求求进进行行冲冲击击试试验验，就就要要对对焊焊缝缝金金属属及热影响区进行冲击试验及热影响区进行冲击试验焊缝金属焊缝金属热影响区热影响区8/20/2024118中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q指导施焊、检验和修补的规则指导施焊、检验和修补的规则（NB-4400）对对垫垫环环的的要要求求：一一般般情情况况下下管管道道上上不不采采用用垫垫环环。当当按按照照NB-3352允允许许采采用用永永久久性性垫垫环环时时，采采用用的的垫垫环环材材料料应应与与母母材材相相容容，且且应应当当是是连连续续的的，垫垫环环的的任任何何拼拼接接接头应采用全焊透焊缝焊成，衬垫销钉不应当熔入焊缝内。接头应采用全焊透焊缝焊成，衬垫销钉不应当熔入焊缝内。锤锤击击：为为使使变变形形减减到到最最小小，可可以以进进行行有有控控制制的的锤锤击击。除除非非焊焊缝缝进进行行焊焊后后热热处处理理，否则第一层焊缝和焊缝金属的根部以及最后一层焊缝都不得采用锤击。否则第一层焊缝和焊缝金属的根部以及最后一层焊缝都不得采用锤击。在在焊焊接接全全焊焊透透双双面面焊焊接接接接头头的的第第二二面面以以前前，应应采采用用适适当当的的方方法法，例例如如风风铲铲、打打磨或热刨等方法加工焊缝根部。磨或热刨等方法加工焊缝根部。如如果果由由于于任任何何原原因因停停止止焊焊接接，则则在在重重新新开开始始焊焊接接时时要要特特别别小小心心，以以获获得得所所要要求求的焊透和熔合。对于埋弧焊建议在弧坑处铲出一个凹槽。的焊透和熔合。对于埋弧焊建议在弧坑处铲出一个凹槽。当当采采用用单单面面焊焊焊焊接接时时，应应特特别别注注意意使使被被连连接接的的两两个个部部件件对对中中，并并离离开开一一定定距距离离，使接头的底部在焊缝全长度上完全焊透和熔合。使接头的底部在焊缝全长度上完全焊透和熔合。8/20/2024119中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q指导施焊、检验和修补的规则指导施焊、检验和修补的规则（NB-4400）焊缝金属缺陷修补的规定焊缝金属缺陷修补的规定表面缺陷的消除表面缺陷的消除 当当焊焊缝缝金金属属表表面面的的缺缺陷陷可可以以用用打打磨磨或或机机加加工工方方法法消消除除，且满足下列条件时，可不必用焊接方法修补。且满足下列条件时，可不必用焊接方法修补。消除缺陷后剩余截面厚度符合消除缺陷后剩余截面厚度符合NB-3000设计要求；设计要求；缺陷消除后，凹陷与周围表面平滑过渡；缺陷消除后，凹陷与周围表面平滑过渡；平平滑滑过过渡渡后后，该该部部位位要要求求按按NB-5110用用磁磁粉粉法法或或液液体体渗渗透透法法进进行行检检验验，检检验验结结果果满满足足NB-5300的的合合格格标标准准，以以保证缺陷完全消除或已减少到允许的限值内。保证缺陷完全消除或已减少到允许的限值内。8/20/2024120中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备焊缝金属缺陷修补的规定焊缝金属缺陷修补的规定一般焊缝金属缺陷的修补要求一般焊缝金属缺陷的修补要求缺缺陷陷的的清清除除：可可采采用用机机械械方方法法或或热热刨刨法法清清除除。准准备备修修补补的的区区域域应应按按要要求求采采用用磁磁粉粉法法或或液液体体渗渗透透法法进进行行检检验验且且满满足足相相应应合合格格标标准。准。焊焊缝缝的的修修补补：应应采采用用评评定定合合格格的的焊焊接接材材料料、焊焊工工资资格格和和补补焊焊工工艺规程来进行。艺规程来进行。修补区的过渡：修补后的表面应与周围表面平滑过渡。修补区的过渡：修补后的表面应与周围表面平滑过渡。修修补补的的检检验验：补补焊焊焊焊缝缝应应按按照照原原始始焊焊缝缝的的要要求求重重新新进进行行检检验验（NB-4453.4）。）。修修补补区区的的热热处处理理：修修补补区区应应按按照照规规范范及及工工艺艺规规程程要要求求进进行行热热处处理。理。 8/20/2024121中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q热处理（热处理（NB-4600）焊接预热：成分、焊接预热：成分、被焊零件约束的程度、被焊零件约束的程度、材料厚度、温度等，材料厚度、温度等，附录附录D的建议。的建议。当焊接或热切割采用预热时，可采用任何方法，但预热方法当焊接或热切割采用预热时，可采用任何方法，但预热方法不应损害母材或任何已经焊好的焊缝金属，或不应把对焊缝不应损害母材或任何已经焊好的焊缝金属，或不应把对焊缝有害的物质带进焊缝区。有害的物质带进焊缝区。层间温度控制：对淬火和回火的材料控制层间温度以免影响层间温度控制：对淬火和回火的材料控制层间温度以免影响机械性能机械性能焊后热处理焊后热处理通通用用要要求求NB-4622 .1 ：除除NB-4622.7另另有有规规定定外外，包包括括修修补补焊焊缝缝在在内内的的所所有有焊焊缝缝都都应应进进行行焊焊后后热热处处理理。表表NB-4622.1-1规规定定了了不不同同材材料料（P值值材材料料符符合合第第卷卷的的要要求求）加加热热保保温温的的温温度度范范围围和和时时间间。焊焊后后热热处处理理应应在在有有温温度度测测量量和和温温度度标标定定的的炉炉内内进进行行或或用用热热电偶测温来进行。电偶测温来进行。8/20/2024122中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n记录要求记录要求NB-4622 .2 所所有有焊焊后后热热处处理理都都应应作作出出“时时间间-温温度度”记记录录，供供“检检验验师师”审审核核用用。时时间间-温温度度记记录录上上应应有有焊焊缝缝零件或部件的识别标记，作为永久性记录。零件或部件的识别标记，作为永久性记录。保温时间名义厚度定义保温时间名义厚度定义NB-4622.3保温时间保温时间NB-4622.4不同不同P值焊后热处理要求值焊后热处理要求NB-4622.5：较高温度材料较高温度材料与与非非承承压压设设备备焊焊接接NB-4622.6：控控制制承承压压材材料料的的热热处理温度处理温度免免作作焊焊后后热热处处理理的的条条件件NB4622.7/8，如如有有色色金金属属焊焊接等。接等。8/20/2024123中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n回火焊道焊接修补回火焊道焊接修补NB-4622 .9 可可在在不不进进行行焊焊后后热热处处理理或或在在最最终终焊焊后后热热处处理理以以后后，对对于于P-No.1和和P-No.3材材料料以以及及A-No.1、A-No.2、A-No.10或或A-No.11焊焊缝缝填充金属，进行有限的补焊，且满足下列条件（填充金属，进行有限的补焊，且满足下列条件（a-i）：）：待待修修补补区区域域的的检检验验：采采用用磁磁粉粉法法或或液液体体渗渗透透法法进进行行检检验且满足相应合格标准（验且满足相应合格标准（NB5000）。）。修修补补区区的的最最大大范范围围：修修补补深深度度应应不不大大于于1/3母母材材厚厚度度，且单个修补区域的表面积应不超过且单个修补区域的表面积应不超过65000mm2。补焊工艺规程（补焊工艺规程（1-9）：）：待修补的区域按工艺规程准备；待修补的区域按工艺规程准备；采采用用低低氢氢型型电电焊焊条条手手工工电电弧弧焊焊熔熔敷敷。焊焊道道的的最最大大宽宽度度应应为焊芯直径的为焊芯直径的4倍；倍；焊焊条条从从密密封封容容器器取取出出后后应应在在105-175 保保温温炉炉中中保保温温 ，在空气中放置时间最多在空气中放置时间最多8小时。小时。8/20/2024124中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备补焊工艺规程（补焊工艺规程（1-9）：）：超超过过8小小时时不不能能再再用用或或按按焊焊条条制制造造单单位位提提供供的的温温度度和和时时间间进进行行重重新新烘烘干干。经经一一次次烘烘干干的的焊焊条条从从保保温温炉炉中中取取出出在在空空气气中中可可再再放置放置8小时，以后不能再烘干。小时，以后不能再烘干。第第一一层层用用最最大大直直径径为为2.5mm的的焊焊条条，在在熔熔敷敷以以后后的的各各层层焊焊缝缝以以前前，应应将将第第一一层层的的约约一一半半厚厚度度打打磨磨掉掉，第第二二层层用用3mm焊焊条条，以以后后各各层层焊焊缝缝应应该该用用最最大大直直径径为为4mm的的焊焊条条熔熔敷敷，熔熔敷敷方方式式应能保证对前面的焊道及其热影响区进行回火。应能保证对前面的焊道及其热影响区进行回火。焊焊接接时时焊焊接接区区域域（焊焊缝缝区区周周围围3/2厚厚度度或或125mm，取取小小值值）应应预热，并保持最低预热，并保持最低175温度温度 ，最高层间温度应为，最高层间温度应为230。补补焊焊完完成成后后，焊焊接接区区域域应应在在230290温温度度条条件件下下对对于于P-No.1至少保持至少保持2 2小时，小时，对于对于P-No.3材料材料至少保持至少保持4 4小时。小时。8/20/2024125中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n回火焊道焊接修补回火焊道焊接修补NB-4622 .9 检检验验：第第二二层层需需磁磁粉粉和和渗渗透透检检验验；最最后后一一层层加加工工到到与与周周围围齐齐平平；室室温温至至少少保保持持48小小时时进进行行无无损损检检验验；焊焊缝缝和和预预热热区区的的检检验验应应符符合合NB-4453 .4要要求求；所所有有补补焊焊应应进行超声检验，满足进行超声检验，满足NB-5000要求。要求。 记录记录评评定定用用试试板板：凹凹坑坑深深度度为为实实际际补补焊焊深深度度的的二二分分之之一一，且且不不小小于于25mm；试试板板厚厚为为2倍倍凹凹坑坑深深度度；试试板板尺尺寸寸应应足足够够取取样样要要求求；为为模模拟拟实实际际拘拘束束，凹凹坑坑周周围围长长应应为为试板厚度，且不小于试板厚度，且不小于150mm。堆焊层的修补堆焊层的修补NB-4622 .10异种金属对接焊缝异种金属对接焊缝修补修补NB-4622 .118/20/2024126中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备加热和冷却速率要求加热和冷却速率要求NB-4623 在在425以上，加热速率和冷却速率应不超过以上，加热速率和冷却速率应不超过220/小时小时除以热处理材料最大厚度的除以热处理材料最大厚度的25mm的倍数，但不超过的倍数，但不超过220/小小时，亦不低于时，亦不低于56/小时。在加热和冷却过程中，在任何小时。在加热和冷却过程中，在任何4.5m的焊缝长度间隔内，温度的变化不应大于的焊缝长度间隔内，温度的变化不应大于140。例外情况：例外情况： P-No.6材料可从表材料可从表NB-4622.1-1规定的保温温度下空冷规定的保温温度下空冷 P-No.7材料，温度在材料，温度在650 以上不应超过以上不应超过56/小时，小时， 650 以下以下时应足够快以防止脆化。时应足够快以防止脆化。n焊后热处理的方法焊后热处理的方法NB-4624：炉内一次或多次加热，局部炉内一次或多次加热，局部加热，工件内部加热加热，工件内部加热8/20/2024127中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备管道、泵和阀门的成形热处理管道、泵和阀门的成形热处理NB-4650：铁素体合金钢热成形的部件：完全退火，正火和回火，淬铁素体合金钢热成形的部件：完全退火，正火和回火，淬火和火和+回火；回火；按按NB-4620的一次热处理的一次热处理P-No.1碳钢部件：壁厚大于碳钢部件：壁厚大于19mm时冷成形后按时冷成形后按NB-4620热热处理处理P-No.3到到P-No.5铁素体合金钢成形的部件：外径大于铁素体合金钢成形的部件：外径大于100mm，壁厚大于壁厚大于13mm冷成形后按冷成形后按NB-4620热处理热处理免热处理：免热处理：900以上碳钢的热成形；奥式体不锈钢冷热以上碳钢的热成形；奥式体不锈钢冷热成形除非有设计规格书要求；小于上述尺寸和厚度的碳钢和成形除非有设计规格书要求；小于上述尺寸和厚度的碳钢和铁素体合金钢成形。铁素体合金钢成形。n电渣焊：大于电渣焊：大于38mm的铁素体电渣焊缝应进行晶粒细化的铁素体电渣焊缝应进行晶粒细化处理处理8/20/2024128中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n5000章章一级设备的检验（一级设备的检验（NB-5000）8/20/2024129中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n核设备的检验（核设备的检验（1）一级设备建造过程中的检验可以采用NB-5000规则。q（1）焊缝坡口表面检验）焊缝坡口表面检验n容器厚度大于1英寸的焊缝A、B、C、D类焊缝接头以及其他设备内类似承压焊缝的所有焊接坡口表面，应采用磁粉法或液体渗透法检验坡口表面，应采用磁粉法或液体渗透法检验。焊缝坡口表面检验焊缝坡口表面检验NB-5130材料厚度等于或大于50mm的A、B、C、D类焊接接头和类似的焊接接头的所有焊缝坡口加工表面，都必须用液体渗透或磁粉法进行检验，验收标准如下：大于1.5mm的显示为相关显示；片状的不连续缺陷，如长度不超过25mm是可接受的，不必进行修补。超过25mm，其范围必须用超声波来确定，且必须进行焊补。不可接受的其它非片状相关显示有：任何长度大于5mm的线性显示；大于5mm的圆形显示；在一条直线上有4个以上缺陷显示，缺陷边缘间距等于或小于1.5mm。q（2）容器）容器A类焊缝和类似的管道、泵和阀门的纵向对接焊接接头类焊缝和类似的管道、泵和阀门的纵向对接焊接接头nNB-5210的规则；100%RT,外表面和可接近内能表面及15mm母材区MTorPT8/20/2024130中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n核设备的检验（核设备的检验（2）q（3）容容器器B类类焊焊缝缝接接头头及及管管道道、泵泵和和阀阀门门的的类类似似环环向对焊接接头向对焊接接头(周向对接焊缝周向对接焊缝)nNB-5220的规则：100%RT,外表面和可接近内能表面及15mm母材区MTorPTn进行体积探伤及渗透或磁粉探伤n管道、泵和阀门的环向焊接接头对接：进行体积探伤及渗透或磁粉探伤角焊逢：渗透或磁粉探伤8/20/2024131中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n核设备的检验（核设备的检验（3）q（4）容器）容器C类焊缝和适用子管道、泵和阀门的类似焊缝类焊缝和适用子管道、泵和阀门的类似焊缝nNB-5230规则：100%RT,外表面和可接近内能表面及15mm母材区MTorPT容器C类全焊透对接接头和其他设备类似接头进行体积探伤及渗透或磁粉探伤容器C类全焊透角接接头和其他设备类似接头进行射线或超声检验和渗透或磁粉探伤2型C类全焊透角接接头类似图NB-4243-1（d）（e）（f）要求对熔合区和焊缝表面以下母材金属进行超声检验以验证没有未熔合和层状缺陷。C类部分焊透接头和角焊缝和其他设备类似接头进行渗透或磁粉探伤q（5）容器）容器D类焊缝和适用子管道、泵和阀门的类似的接管焊缝类焊缝和适用子管道、泵和阀门的类似的接管焊缝nNB-5240的规则。所有D类焊接接头(按NB-35514的定义)以及其他设备中的压力边界焊缝，应按照下列要求进行检验。8/20/2024132中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n核设备的检验（核设备的检验（4）q（6）角焊缝、部分焊透、插套焊缝和附件焊缝）角焊缝、部分焊透、插套焊缝和附件焊缝除NB-1132.1规定的非结构性附件外，角焊缝、部分焊透及插套焊缝外表面及15mm母材区MTorPT结构附件应进行MT或PTnNB-5250q（7）永久性附件永久性附件n规则NB-5260。外表面面及15mm母材区MTorPTq（8）特殊焊缝n密封焊：MT、PTn覆盖层：PTn密封面堆焊：PT且用材料厚度小于15mm的验收标准n管子与管板：PTn钎焊：清除焊渣后目视或用仪表间接目视n电子束焊：在相应形式焊缝检验之后+UTn电渣焊：在相应形式焊缝检验之后+UT8/20/2024133中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n核设备的检验（核设备的检验（5）q焊缝的验收标准NB5300n射线检验NB5320：q裂纹、未熔合和未焊透；q超标缺陷：T19mmT19mmT/3mmT57mm19mm;q焊根长形显示大于以上规定q12T内总长大于T的直线显示排列q超出附录VI的圆形显示8/20/2024134中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n核设备的检验（核设备的检验（6）q焊缝的验收标准NB5300n超声检验NB5330：q超出基准波且长度大于:19mmT19mmT/3mm,T57mm19mm;q不连续缺陷为裂纹、未熔合和未焊透8/20/2024135中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q核设备的检验（核设备的检验（7）n磁粉检验NB5340:q1.5mm显示为相关显象q不合格显示:线性显示或裂纹;4.7mm的圆形显示;一条直线上4个圆形显示切间距限于1.5mm;任何3800mm2上有10个以上的远行显示。n渗透检验NB5350q1.5mm显示为相关显象q不合格显示:线性显示或裂纹;4.7mm的圆形显示;一条直线上4个圆形显示切间距限于1.5mm;任何3800mm2上有10个以上的圆形显示。8/20/2024136中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n核设备的检验（核设备的检验（8）q气体或气泡形成试验：压力试验或真空试验时进行q容器最终检验n水压试验后焊缝区和补焊区在可达时进行MT或PT8/20/2024137中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备n6000章章设备的试验设备的试验NB6000NC6000ND6000试验q6100一般要求n6120试验准备n6121暴露接头n6122附加临时支承件n6123伸缩接头的约束和隔离n6124不作压力试验的设备的隔离n6125装有盲扳的法兰接头的处理n6126防止试验介质膨胀的措施8/20/2024138中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q6200液压试验n6210液压试验规程n6211在高点设放气孔n6212试验介质的试验温度(RTNDT+60F)n6215加压前试验设备的校核n6220液压试验压力要求n6221系统液压试验压力要求的最低压力n6222液压试验压力允许的最高压力n6223阀门、泵以及具有钎焊接头的设备和附件的液压试验压力n6224液压试验压力保持时间q液压试验压力保持的最短总时间应为15分钟8/20/2024139中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q6300气压试验n6310气压试验规程n6311一般要求。n6312试验介质和试验温度n6313加压前试验设备的校核n6314加压规程n6315加压后的检漏n6320气压试验压力要求，n6321系统气压试验压力要求的最低压力不小于系统设计压力1.20倍倍的压力进行气压试验。8/20/2024140中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q6300气压试验n6322气压试验压力允许的最高压力n6323阀门、泵以及具有钎焊接头的设备和附件的气压试验压力q应以系统设计压力15倍的压力下进行气压试验。n6324气压试验压力保持时间q最短总时间应为10分钟，8/20/2024141中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准 ASME规范规范 NB分卷分卷 一级设备一级设备q6400压力试验压力表n应采用NB-6400的规则n模拟测量仪表的量程不小于试验压力的1.5倍，不大于4倍；n数字仪表的精度不大于试验压力的1；n试验前应对压力表进行标定。q6600特殊压力试验n外压设备：1.25设计外压的压力进行内压试验，且超试验压1.5，则取K1.5；如果K1=1.5，而K1K21.8，则取K=1.8。8/20/2024291中国电力投资集团公司 核电事业部RCC-M规范规范压力试验（压力试验（B5000B5000、C5000C5000、D5000D5000）水压试验压力（B5120）主系统水压试验压力1.25主系统部件中的最高设计压力。主系统的水压试验必须保证这些部件能经受住不低于第三类工况下出现的最高压力。水压试验注意要点（B5140）受检表面必须是清洁的。表面不应存有油漆、划线或液体渗透检验的残留物、油、油脂、水。所用器具和检测装置具有所要求的性能，并且可靠 表的量程应接近试验压力的两倍，不应小于该压力的1.5倍或大于其3倍。最大允许误差满足标准要求8/20/2024292中国电力投资集团公司 核电事业部RCC-M规范规范压力试验（压力试验（B5000B5000、C5000C5000、D5000D5000） 水压试验注意要点（B5140）受试部件的上部应设置排气孔，下部应设置排水孔。受试部件中的所有空气必须排出。测试装置，特别是变形测量装置不应遮盖受检表面。受试部件或主系统周围区域必须清理干净。应安装脚手架和提供通道，以便能接近受检的外表面。建议进行预试验，以验证部件或系统的密封性。 保护措施：在受试部件或系统上设置超压保护装置；标示试验区域，禁止试验以外人员的进入。水质和清洁度必须符合F6610的要求水温必须与部件材料的机械性能相适应。对于铁素体钢部件，壁温不应低于最高脆性转变温度30。脆性转变温度必须是设备规格书中规定的RTNDT温度。8/20/2024293中国电力投资集团公司 核电事业部RCC-M规范规范压力试验（压力试验（B5000B5000、C5000C5000、D5000D5000） 水压试验注意要点（B5140）温度稳定后不再有特别的要求时即可升压。对于容器大于1m3的部件，加压速率应小于10bar/min。在各个压力平台的保压时间应与检查所需的时间相适应。验收准则（B5150）在规定有变形测量的情况下，部件总的变形应符合规定值（变形测量应从0压力试验压力返回0压力进行）。在对部件或系统进行目视检查期间，无渗漏发生。密封装置或隔离装置的有限的泄漏不影响试验的结果，只要符合下述情况：这些装置在正常运行期间不会经受试验期间相同的条件。所发生的泄漏不妨碍表面检查的进行。8/20/2024294中国电力投资集团公司 核电事业部核电站设备设计制造规范标准核电站设备设计制造规范标准RCCMM对设备材料、制造、检验、试验要求对设备材料、制造、检验、试验要求n试验的要求试验的要求q(1).试验的设备及其精度：nRCC-MB,R,D5000章试验q(2).试验压力时间：nRCC-MB,R,D5000章试验q(3).试验用水：(RCC-MF6000章附录F)A级水B级水C级水淡水Cl(ppm)0.151.025100F(ppm)0.150.152.05导电率(m/cm)2.020400电阻率(cm)500000500002500固体总量(ppm)500悬浮固体(ppm)0.1S1O2(ppm)0.10.1PH值6.08.006.08.06.08.05.58.0（无混浊、油或沉淀物）8/20/2024295中国电力投资集团公司 核电事业部谢 谢 欢迎正指8/20/2024296中国电力投资集团公司 核电事业部