ASME与RCC-M标准关于核级阀门计算分析的应用

介绍了核电阀门计算分析时常用到的美国ASME规范和法国RCC-M规范,然后全面且详细地对比了两个规范在运行工况、载荷组合、应力准则、应力限值、主要部件评定等方面规定的异同点。对比结果说明,RCC-M和ASME规范在描述上、具体要求细节上存在些许差异,另外,在评定时RCC-M规范比ASME规范更保守一些。

基于RCC-M规范建造的核电站一回路水压试验工艺优化研究

就ASME和RCC-M两种体系标准关于压力试验的技术差异开展了溯源研究,结合断裂力学计算结果与压力爆破试验数据对水压试验的目的和能力进行了分析,通过论述超声技术的发展和研究一回路边界完整性,得出泄漏试验替代水压试验对一回路完整性不会带来负面影响的结论。

核电厂RCC-M1级碳钢管道快速断裂分析方法研究

根据RCC-M规范B3200篇要求,RCC-M 1级管道需要进行快速断裂分析,但在RCC-M附录ZG篇的具体规定中,只给出容器、不锈钢管道快速断裂的计算方法,缺少碳钢管道的相关规定。因此,本文结合RSE-M、ASME以及R6规范的相关要求,开展规范之间的差异化分析,并以RSE-M规范为基础评价碳钢管道快速断裂;然后以一条具体碳钢管道为例开展快速断裂分析,给出规范差异项(焊接残余应力,考虑Ⅱ、Ⅲ型)影响分析的对比结果。

基于RCC-M规范要求的CR技术等价性分析

阐述RCC-M规范要求,分析了胶片照相技术中图像质量对比度、不清晰度和颗粒度的要求,等价得出数字射线技术图像质量的技术要求。通过典型厚度平板试块和自然缺陷管道试块的透照试验,验证CR技术与胶片照相技术的图像质量差异性,得出在一定透照厚度范围内CR技术能够与胶片照相技术达到相同的检测能力。

304不锈钢在RCC-M 1310标准下的耐蚀性

不锈钢材料虽然有良好的抗腐蚀性能,但是对晶间腐蚀比较敏感。选取3种不同的304不锈钢材料在RCC-M 1310标准下采用H2SO4-CuSO4方法对304不锈钢进行晶间腐蚀试验,观察碳含量和晶粒大小对耐晶间腐蚀性能的影响,并且利用DL-EPR技术对晶间腐蚀程度做了定量分析。结果表明,RCC-M 1310标准下,304不锈钢的碳含量越高、晶粒越大,晶间腐蚀越严重,晶界更加宽且深。

基于RCC-M与ASME的核2/3级管道应力评定比较

RCC-M《法国压水堆机械设备制造与设计规范》和ASME《美国机械工程师协会标准》为目前核电厂广泛采用的技术标准,两者对压水堆核2/3级管道应力评定的规定相似但不完全相同。论述了核2/3级管道应力分析及评定的方法;总结了RCC-M规范和ASME标准对核2/3级管道应力评定的要求,比较了不同载荷工况下两者的差异;以某管道为例,应用PIPESTRESS软件分别按照RCC-M规范和ASME标准对其进行应力评定。结果表明:总应力计算结果与应力增强系数和一次应力指数关系密切,RCC-M规范侧重压力的影响,ASME标准侧重自重及偶然荷载的影响。在内压为零及内压不大的情况下,ASME相对RCC-M更偏于安全。而对于内压较大,自重及偶然荷载的影响较小的情况下,RCC-M相对ASME更偏于安全。

核设备建造中的成形工艺评定试验——ASME与RCC-M相应规定的对比分析

成形操作会对金属材料的性能造成不利影响,故在设备建造规范中通常要求在某些条件下的成形操作需进行成形工艺评定,以确定成形操作对材料性能的影响。本文主要对ASME第Ⅲ卷和RCC-M中有关核设备成形工艺评定的相关规定进行了对比分析。ASME和RCC-M的成形工艺评定采用了完全不同的试验方法,但两个规范在技术要求上是相似的。而RCC-M规范中对于评定的相关规定较ASME更为详细具体,但其评定试验和检验项目更多。RCC-M对于低合金钢和碳钢临界应变率的规定偏高,且未考虑后续制造工艺对成形材料的影响,较ASME要求偏松。

RCC-M规范不同版本下焊材的差异性分析

核级焊材做为核电厂的重要物项,其质量稳定性直接关系到核电厂的安全。文中针对RCC-M 2002+2002补遗和RCC-M 2007规范的焊材差异性进行对比分析,包括焊材的质量保证、评定、验收、化学成分及力学性能方面。通过分析得出RCC-M 2007规范仍沿用了RCC-M 2002+2002补遗主要内容和规律,未发生本质变化,新规范对焊材的化学成分及力学性能提出了更高的要求。通过RCC-M规范不同版本下的焊材差异性研究,明确其变化规律,希望为核级焊材的生产、采购及使用提供一定的借鉴。

基于RCC-M规范和ASME-Ⅲ规范下的贝类捕集器应力分析与评定

本文用有限元法的板壳单元和体单元建立贝类捕集器的分析计算模型。对贝类捕集器计算模型进行在自重、设计压力、运行压力和接管载荷条件下的静态分析、模态分析和SSE地震载荷下的动态计算分析。把RCC-M规范和ASMEⅢ规范应用于本设备评定中．比较分析RCC-M规范和ASME-Ⅲ规范在分析法设计中的相同处和不同处，最后按RCC-M规范和ASME-Ⅲ规范要求对贝类捕集器进行应力组合与评定。

大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进

大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。

RCC-M标准2007版与2000版的差异分析

介绍了RCC-M 2007版在设备鉴定、材料、制造和焊接、无损检验等各卷章的变化介绍了更新项。并对其更新的原因及对国内设计者和制造商的影响进行了分析。针对国内引进法国EPR核电机组设计自主化和设备国产化,对国内设计院和设备制造厂提供借鉴。

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

总结了RCC-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,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。

温标换算致ASME和RCC-M温度标定错误及其影响

核查了《ASME Boiler and Pressure Vessel Code》和《Design and Construction Rules forMechanical Components of PWR Nuclear Islands》(RCC-M)2007年以前中、英文版本中的温度标定错误,对其错误产生的原因及对其它相关标准的影响进行了分析比较。建议相关标准的制定者对其标准中的错误进行纠正,依据其编制的各种质保手册、程序文件、设计制造技术规格书也应做相应修改,以利于核设备部件和压力容器的生产。

浅谈新版RCC-M2007的变化

2007版的RCC-M标准是RCC-M(2000版)标准与2002、2005年补遗和2007年的修改结合而成的产物。本文介绍了RCC-M 2007版的更新原因,对引用标准的更新。结合欧盟承压设备指令(PED)和法国核能法令(ESPN)审查管理要求的改变、分级变化以及设备鉴定、材料、制造和焊接、无损检验等各卷章的变化介绍了RCC-M 2007版的更新项。

ASME与RCC-M标准核一级设备焊接制造要求

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。

ASME与RCC-M相关核一级阀门规定的解析

介绍了ASME与RCC-M标准核一级阀门的相关规定。对标准中材料、设计、制造、压力试验和超压保护等内容要求上的差异进行了分析。

法国核电设备标准RCC-M规范Ⅳ卷焊接篇的应用体会

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。

RCC-M在双相不锈钢选择上的局限及应对措施

介绍双相不锈钢性能特点及类型,结合核电海水泵的应用,并引用双相不锈钢的大量试验分析对比数据,对法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》(RCC-M)在双相不锈钢选择方面的局限与不足进行分析。

RCC-M及RSE-M规范核岛机械设备无损检验要求的比较

介绍了RCC-M2000+2002补遗版及RSE-M1997+2000修订版规范中关于压水堆核电站核岛机械设备的无损检验要求。比较和分析两个规范在检验范围、检验技术和验收准则等方面的主要差异,可为核岛机械设备的设计、制造、安装、役前及在役检查的无损检验提供参考。

RCC-M与ASME法兰计算方法应用对比分析

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。