核电站规范标准体系介绍

核电站设备设计制造

规范标准刘振领二OO八年八月2/3/20231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

目录Ⅰ.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RCC—M规范标准体系结构

3.1ASME规范体系结构3.2RCC规范体系结构

2/3/20232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

目录Ⅱ.核电站设备设计与制造规范标准介绍1.ASME及RCC—M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2/3/20233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2/3/20234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

国际主要核电规范标准体系规范标准在法规体系上的地位核安全法规

法律原子能法人大常委会批准发布

行政法规核安全法规国务院（法制局）批准发布

（管理条例等）

部门规章安全规定国家核安全局批准发布（条例、实施细则、管理办法）

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行业颁布

国内或国际技术规范标准2/3/20235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

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、ΠΗΑЭГ2/3/20236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运行核电站：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+加拿大标准田湾：ΠΗΑЭГ在建拟建项目：中国快中子实验堆：ΠΗΑЭГ，ASME，RCC-MR秦山二期3、4号机组：RCC-M（2000版＋02补遗）岭澳二期：RCC-M（2000版＋02补遗）红岩河：RCC－M（2000版＋02补遗）三门、海阳：ASME方家山、福清、宁德、阳江：RCC－M内陆江西、湖南、湖北：待定2/3/20237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

ASME规范体系构成ASME规范体系结构

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。…2/3/20238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

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……++相关规范案例2/3/20239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

ASME规范体系构成ASME规范体系结构第Ⅰ卷动力锅炉建造规则第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卷动力锅炉维护的推荐规程第Ⅷ卷压力容器第一册第二册—另一规程第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2/3/202310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

ASME规范体系构成ASME规范各卷主要内容第Ⅰ卷动力锅炉建造规则

PG篇建造方法的通用要求总则材料设计开孔补强外部管道与本体连接其他部件设计与布置安全阀和卸压阀制造检验与试验钢印与认证

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2/3/202311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

ASME规范体系构成第Ⅱ卷材料技术条件A篇—钢铁材料公称管管子钢法兰、配件、阀门和零件压力容器用钢板、薄板和钢带结构钢钢棒钢螺栓材料钢坯和锻件钢铸件耐腐蚀和耐热钢锻铁、铸铁和可锻铸铁方法标准－钢材的检验与试验编号SA－XX－XX，如SA－508/SA－508M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。

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。2/3/202312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

ASME规范体系构成第Ⅱ卷材料技术条件B篇—有色金属材料（非铁基材料）编号SB－XX－XX，如SB－163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。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。2/3/202313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

ASME规范体系构成第Ⅱ卷材料技术条件

C篇—焊条、焊丝及填充金属

焊材技术条件的主体结构

SEA－5.4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。2/3/202314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

ASME规范体系构成第Ⅱ卷材料技术条件

D篇—材料性能1、材料许用应力2/3/202315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

ASME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2/3/202316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

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

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

2/3/202317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

ASME规范体系构成第Ⅳ卷采暖锅炉PH篇各种材料采暖锅炉的通用要求HF篇锻造材料锅炉建造要求HW分篇焊接锅炉的制造要求HB分篇钎焊锅炉的制造要求HC篇铸铁锅炉建造要求HLW篇饮水加热器的要求PH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2/3/202318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

ASME规范体系构成第Ⅴ卷无损检验无损检测方法无损检测的验收标准（第五卷应用的文件）强制性附录2/3/202319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

ASME规范体系构成第Ⅵ卷采暖锅炉维护和运行的推荐规程1.概述2.锅炉类型3.附件与安装4.燃料5.燃料燃烧设备和燃料燃烧控制6.锅炉房的设施7.蒸汽锅炉的运行、保养和维修8.热水锅炉和热水加热锅炉的运行、保养和维修9.水处理2/3/202320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

ASME规范体系构成第Ⅶ卷动力锅炉维护的推荐规程C1分卷基础C2分卷锅炉运行C3分卷锅炉辅机C4分卷附属设备C5分卷仪表、控制和联锁装置C6分卷检查C7分卷维修、更换和保养C8分卷内部化学条件控制C9分卷锅炉故障预防强制附录非强制附录2/3/202321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

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，JB4732－1995)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）2/3/202322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

ASME规范体系构成第一册A分卷通用要求PartUG各类设计方法和材料的通用要求B分卷对于不同压力容器制造方法的要求PartUW焊接压力容器的要求PartUF锻造压力容器的要求PartUB铆焊压力容器的要求B分卷对于不同等级材料的要求PartUCS碳钢和低合金钢压力容器的要求PartUNF有色金属压力容器的要求PartUHA高合金钢压力容器的要求PartUCI铸铁压力容器的要求PartUCL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PartUCD球墨铸铁压力容器要求PartUHT热处理强化拉伸性能铁基钢压力容器的要求PartULW多层结构压力容器的要求PartULT低温使用高许用应力材料压力容器的要求2/3/202323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

ASME规范体系构成各部分的结构基本相同，如：PartUW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：2/3/202324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

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2/3/202325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

ASME规范体系构成第三册高压压力容器的另一规程KG通用要求KM材料要求KD设计要求KF制造要求KR压力释放装置KE检验要求KT试验要求KS标记、钢印、报告和记录2/3/202326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

ASME规范体系构成第Ⅸ卷焊接与钎焊评定分两部分:--QW焊接评定;--QB钎焊评定QW焊接评定篇焊接的通则─>定义:焊接方位/试验位置与类型、拉力/弯曲/冲击等焊接工艺评定─>通则、试板制备、焊接参数、特殊焊接方法III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IV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QB钎焊评定篇XI钎焊的通则XII钎焊工艺评定XIII钎焊技能评定XIV钎焊资料附录：强制性附录；非强制性附录；P号。2/3/202327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

ASME规范体系构成第Ⅹ卷玻璃纤维增强塑料压力容器PartRG通用要求PartRM材料要求PartRD设计要求PartRF制造要求PartRQ鉴定要求PartRR压力释放装置PartRT指导试验的规则PartRI检验要求PartRS标记、钢印和报告附录2/3/202328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

ASME规范体系构成第Ⅺ卷核动力装置设备在役检查规程IWA分卷通用要求IWB分卷 轻水冷却核电厂一级设备的要求IWC分卷 轻水冷却核电厂二级设备的要求IWD分卷 轻水冷却核电厂三级设备的要求IWE分卷 轻水冷却核电厂MC和CC级金属内衬设备的要求IWF分卷 轻水冷却核电厂一、二、三和MC级设备支承件的要求IWL分卷 轻水冷却核电厂CC级混凝土设备的要求另外，第Ⅺ卷还有9个强制性附录和11个非强制性附录。2/3/202329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

ASME规范体系构成规定性附录Ⅰ 超声检验规定性附录Ⅱ 业主在役检查报告规定性附录Ⅲ 壁厚不大于2"（51mm）容器的超声检验规定性附录Ⅳ 涡流检验规定性附录Ⅴ 向锅炉和压力容器委员会提交技术询问 规定性附录Ⅵ 目视检验人员的资格规定性附录Ⅶ 超声无损检验人员的资格规定性附录Ⅷ 超声检验系统的性能验证规定性附录Ⅸ 2、3级管道压力边界的机械夹具2/3/202330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

ASME规范体系构成非规定性附录A 缺陷分析非规定性附录B 格式非规定性附录C 奥氏体管道缺陷评定 非规定性附录D 要求检验的1级和2级管道焊缝的条件非规定性附录E 未曾预计的运行事件评定非规定性附录G 防止失效的断裂韧性准则非规定性附录H 铁素体管道的缺陷评定非规定性附录J 电厂维护和Ⅺ卷修理/更换的导则 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非规定性附录L 运行电厂的疲劳评定非规定性附录M 数学模型应用于承压部件的超声检验2/3/202331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

ASME核设备及RCC—M规范标准体系结构

ASME规范各卷的主要内容第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：—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

2/3/202332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

ASME核设备及RCC—M规范标准体系结构ASME规范体系结构第Ⅲ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Ⅲ卷规范案例－－现为第一册NH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2/3/202333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

ASME核设备及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规范是的制定过程，考虑了10CFR、NRCRG的要求ASME+ASTM+ANSI+AWS等，满足RG、10CFR要求ASME具有技术超前性NRC鼓励工业界和其他组织制定相关核规范标准，通过定期对这些规范标准的认可（Endorsement），以保证规范标准的要求、方法等与安全法规和导则的一致性。2/3/202334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

ASME核设备及RCC—M规范标准体系结构ASME－III涉及设备的范围和规定重点承压设备容器换热器泵管道阀注：1、对于这些设备，ASME第Ⅲ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Ⅲ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。设备支承堆内构件钢制安全壳相关设备混凝土承压设备：混凝土反应堆容器，混凝土安全壳。不属ASME-III规定范围的设备装卸、起重和输送设备,如燃料装卸料机、各类吊车等通风系统设备,如风机、风管及其附件等－－ASMEAG-1其它机械设备与电气装置,如柴油机等－－IEEE2/3/202335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

ASME核设备及RCC—M规范标准体系结构RCC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2/3/202336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

ASME核设备及RCC—M规范标准体系结构RCC－M规范体系结构RCC—M借鉴了ASME第Ⅲ卷的有关内容，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。并以法国的制造和检验标准作为RCC—M的基础。2000年以后版本的RCC－M，大量地引用欧盟标准NF、EN；QA从IAEAtoISO9000系列2/3/202337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

ASME核设备及RCC—M规范标准体系结构RCC-M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2/3/202338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

ASME核设备及RCC—M规范标准体系结构RCC-M规范体系结构第四卷S篇焊接第五卷F篇制造RCC—MR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2/3/202339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

ASME核设备及RCC—M规范标准体系结构2000版RCC—M的特点总体变化不大支持性工业标准：大量采用欧盟的标准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？2/3/202340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2/3/202341中国电力投资集团公司核电事业部1.ASME及RCC—M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

ASME及RCC—M核设备规范结构2/3/202342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

ASME及RCC—M核设备规范结构ASME第Ⅲ卷核动力装置设备的构成

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。。分卷分卷分成章、节、条，根据需要，还可分成款和项。章章的数字编号题目1000引言或范围2000材料3000设计4000制造和安装5000检验6000试验7000超压保护8000铭牌、印记和报告2/3/202343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

ASME及RCC—M核设备规范结构ASME第Ⅲ卷核动力装置设备的构成参照第Ⅲ卷内所用的参照，一般可归纳为以下四类:A、用第Ⅲ卷的其他部分作参照B、用其他各卷作参照第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SB—160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。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。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。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。2/3/202344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

ASME及RCC—M核设备规范结构ASME第Ⅲ卷核动力装置设备的构成C、本规范各卷内未写明但需作参照的技术条件和标准

(1)检查方法和验收标准需由美国材料与试验学会(ASTM)出版。(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。(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。（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。(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。2/3/202345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

ASME及RCC—M核设备规范结构ASME第Ⅲ卷核动力装置设备的构成D．参照附录在第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。2/3/202346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

ASME及RCC—M核设备规范结构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，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。2/3/202347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

ASME及RCC—M核设备规范结构RCC—M的构成B,C,D,E,G，H，和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零件和制品: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。2/3/202348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

ASME及RCC—M核设备规范结构RCC—M的构成第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。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。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。2/3/202349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

ASME及RCC—M核设备规范结构ASMEⅢ与RCC—M的对应关系

ASME RCC—M说明第Ⅴ卷无损检验第Ⅲ卷检验方法第Ⅸ卷焊接与钎焊评定第Ⅳ卷焊接第Ⅴ卷制造ASME未独立列出此卷第Ⅰ卷E篇小型设备ASME未单列此项NC分卷二级设备ND分卷三级设备附录第Ⅰ卷J篇低压或常压贮罐ASME包括在二、三级设备内第Ⅱ卷材料A篇—钢铁材料C篇—焊条、焊丝及填充金属第Ⅱ卷M篇材料第Ⅳ卷S篇焊接ASME RCC—M说明NCA分卷第Ⅰ卷A篇NB分卷一级设备附录第Ⅰ卷B篇1级设备第Ⅱ卷材料技术性附录NC分卷二级设备附录第Ⅰ卷C篇2级设备第Ⅱ卷材料技术性附录ND分卷三级设备附录第Ⅰ卷D篇3级设备第Ⅱ卷材料技术性附录NE分卷MC级设备附录RCC—M无此篇NF分卷设备支承件附录第Ⅰ卷H篇支承件第Ⅱ卷材料技术性附录NG分卷堆芯支承结构附录第Ⅰ卷G篇反应堆堆内构件第Ⅱ卷材料技术性附录2/3/202350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

ASME及RCC—M核设备规范结构ASMEⅢ与RCC—M设计标准的对应关系（核一级设备）（一）ASME RCC—M说明NB－3300容器设计NB－3310通用要求NB－3320设计考虑事项NB－3330开孔和补强NB－3340容器分析NB－3350焊接结构设计NB－3360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RCC－M的开孔补强见附录ZA

NB－3400泵的设计NB－3410离心泵通用要求NB－3420定义NB－3430离心泵的设计要求NB－3440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

ASME RCC—M说明NB－3100设计总则NB－3110载荷准则NB－3120特殊考虑事项NB－3130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RCC－M的工况定义比ASME明确RCC－M承受外压设备设计见附录ZⅣNB－3200分析法设计NB－3210设计准则NB－3220除螺栓外的应力极限NB－3230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G2/3/202351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

ASME及RCC—M核设备规范结构ASMEⅢ与RCC—M设计标准的对应关系（核一级设备）（二）ASME RCC—M说明NB－3600管道设计NB－3610通用要求NB－3620设计考虑事项NB－3630管道设计和分析准则NB－3640承压设计NB－3650管件制品的分析NB－3660焊接设计NB－3670管道的特殊要求NB－3680应力指数及挠性指数NB－3690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ASME RCC—M说明NB－3500阀门设计NB－3510合格要求NB－3520设计载荷和考虑事项NB—3530通用规则NB－3540承压部件的设计NB－3550循环载荷的要求NB－3560设计报告NB－3590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2/3/202352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

设备设计制造基础设备设计的内容与范围设备的结构完整性设计：容器、贮罐、泵壳、阀体、管道等。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。设备的功能性设计：泵、阀等能动部件。设备设计的边界范围：ASMENB－1000、RCC—MB1000

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：焊接连接件的第一道焊缝接头螺栓连接件的第一个法兰面螺纹连接件的第一个螺纹接头。2/3/202353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

设备设计制造基础

设备与部件安全和规范级别确定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HAF102《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。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”核安全1、2、3级，NC级。ASME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123NCASME等级123常规标准2/3/202354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

设备设计制造基础设备分级的边界焊缝的级别:连接两个不同级的部件的焊缝取高级别;非承压部件与承压部件间的焊缝,按承压件的级别;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；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。设备分级对于不同堆型有较大差别PSAR3.2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。AP1000设备分级：DCD文件§3.2ClassificationofStructures,Components,andSystems

具体设备分级设计许多技术参数，如需要应专题讨论。2/3/202355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

设备设计制造基础设备设计的理论基础和方法

强度理论：第一强度理论σ<[σ]（最大主应力）第二强度理论ε<[ε]（最大主应变）第三强度理论τ<[τ]（最大剪应力）第四强度理论σ0<[σ]（复合主应力）ASME、RCC—M的使用限制是基本强度理论的变形形式。核一级设备（ASMENB、RCC—MB）适用第三强度理论即最大剪应力准则核二、三级设备（ASMENC、ND，RCC—MC、D）适用第一强度理论，即最大主应力准则2/3/202356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

设备设计制造基础设备设计的理论基础和方法

设计方法：a、确定承压边界厚度b、功能设计c、补强结构设计d、焊接与加工结构设计e、工况和应力分析

2/3/202357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

设备设计制造基础设备制造的主要内容方法材料的采购要求——规范标准、采购技术规格书、检验与复验成形工艺——工艺要求、规范标准、工艺试验与工艺评定；成形工艺过程——人员资质，见证试验；检验——材料检验，过程检验，检验人员的资质；产品的试——压力试验，功能性检验。

2/3/202358中国电力投资集团公司核电事业部2/3/202359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

ASME规范的要求NCA分卷：第一/二册总的要求2/3/202360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

ASME规范NCA分卷第一/二册总的要求一、要求和范围

本卷给出ASMEⅢ1、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；第1分册包括NB，NC，ND，NE，NF，NG，NH7个分卷；第2分册为对混凝土反应堆容器和安全壳的规范。2/3/202361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

ASME规范NCA分卷第一/二册总的要求二、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。2/3/202362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

ASME规范NCA分卷第一/二册总的要求注意：1.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，）；2.设备安全分级主要解决核安全功能，是目的；3.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。2/3/202363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

ASME规范NCA分卷第一/二册总的要求三、ASME设计总体要求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。ASME-ⅢNCA卷设计、使用和试验极限定义如下：设计极限：设计载荷的极限值；使用极限：分4级，2/3/202364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

ASME规范NCA分卷第一/二册总的要求ASME设计总体要求

1.A级使用极限：由设备或支承件在完成其规定的使用功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

2/3/202365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

ASME规范NCA分卷第一/二册总的要求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，它允许在结构不连续区域中有较大的变形，它可能引起设备或支承件停机检查或修理，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，这些极限值可允许显著的整体变形，会使部件丧失尺寸的稳定性，并有需作修理的损坏。因而用户需复核是否与确定的系统安全准则相符。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。2/3/202366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

ASME规范NCA分卷第一/二册总的要求设计总则ASMENB－3100、RCC—MB3100）

设计参数：有设计温度，设计压力，设计机械载荷；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。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。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。2/3/202367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

ASME规范NCA分卷第一/二册总的要求载荷工况与应力限制2/3/202368中国电力投资集团公司核电事业部四，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

ASME规范NCA分卷第一/二册总的要求2/3/202369中国电力投资集团公司核电事业部NCA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

ASME规范NCA分卷第一/二册总的要求2/3/202370中国电力投资集团公司核电事业部2/3/202371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

ASME规范的要求NB分卷－－一级设备

2/3/202372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

ASME规范NB分卷一级设备

内容1000引言或范围2000材料3000设计4000制造和安装5000检验6000试验7000超压保护8000铭牌、印记和报告2/3/202373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

ASME规范NB分卷一级设备1000章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。2/3/202374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

ASME规范NB分卷一级设备2000章材料

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：许用材料规格见Ⅱ卷PD，SⅠ表2A，2B，满足该附录的所有要求，（ASME1998，老版见Ⅲ附录I）。焊缝见Ⅱ卷PC，NB-2400NB-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2/3/202375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

ASME规范NB分卷一级设备材料要求ASMENƀ2000与第Ⅱ卷共同形成材料的技术规格书。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Nƀ2300：要求见下表承压材料的检验和修补：Nƀ2500和第Ⅴ卷焊材按第Ⅱ卷C篇、Nƀ2400实施2/3/202376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

ASME规范NB分卷一级设备

1，材料特性许应应力核一级设备承压材料Sm=Min{ST/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ASME

Sm=Min{ST/3、1.1STRT/3、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY}

RCC－MSm=Min{Rm/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

ГОСТ[σ]=Min{RmT/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。2/3/202377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

ASME规范NB分卷一级设备核一级设备承压螺栓材料Sm=Min{SY/3、SYRY/3}注：

RCC－M

Sm=Min{Re/3、SY/3}与ASME相同

ГОСТ

[σ]W=Rp0.2T/2比ASME大2/3/202378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

ASME规范NB分卷一级设备核二、三级设备承压材料S=Min{ST/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ASME

S=Min{ST/4、1.1STRT/4、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY}RCC－MS=Min{Rm/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

ГОСТ[σ]=Min{RmT/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2/3/202379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

ASME规范NB分卷一级设备材料许用应力系数的改变（4→3.5）是ASME规范的一个系统提升，它使得材料的利用率提高了15％。ASME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。2/3/202380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

ASME规范NB分卷一级设备韧性韧性要求主要是针对核一级设备材料；辐照影响；有害元素PS。，堆芯部件P，Cu控制，对脆化影响如，对以及设备的材料的要求2/3/202381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

ASME规范NB分卷一级设备疲劳特性对不同材料的疲劳性能曲线见第Ⅲ卷第一册限定性附录Ⅰ的图Ⅰ-9.1－Ⅰ-9.6,

注意：这些疲劳曲线使用的材料强度范围和温度范围。2/3/202382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

ASME规范NB分卷一级设备2，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）。3，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。4，NB-2600材料的质量管理大纲：2/3/202383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

ASME规范NB分卷一级设备NB-2430焊缝金属试验机械性能试验；化学分析试验；δ-铁素体含量的测定。NB-2432、2433对化学分析试验和δ-铁素体含量的测定进行了很具体的规定。

2/3/202384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

ASME规范NB分卷一级设备3000章设计设计总则ASMENB－3100、RCC—MB3100）

设计参数：有设计温度，设计压力，设计机械载荷；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。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。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。2/3/202385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

ASME规范NB分卷一级设备规则法设计和分析法设计设计方法规则法设计分析法设计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。使用标准第Ⅲ卷NB分卷NB3200NC分卷NC3200第Ⅷ卷第二册－－另一规程第Ⅲ卷NC分卷NB3100ND分卷NC3100第Ⅷ卷第一册2/3/202386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

ASME规范NB分卷一级设备分析法设计（一级设备或规格书特别要求）ASME NB-3200分析法设计（1）考虑因素：NB-3211合格要求：（A）

应力强度＜限值（NB-3100和Ⅱ卷PD，SⅠ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。2/3/202387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

ASME规范NB分卷一级设备分析法设计（2）确定了应力的依据和术语：复合应力的破坏理论用最大剪应力理论：结构：总体结构不连续；局部结构不连续。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。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；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。2/3/202388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

ASME规范NB分卷一级设备分析法设计（3）应力强度和应力分类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；容器的应力分类：ASME表NB-3217-1管道的应力分类：ASME表NB-3217-22/3/202389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

ASME规范NB分卷一级设备分析法设计（3）应力强度和应力分类（续）对每一类应力，计算出由不同类型载荷引起的σt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。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、=σ1-σ2，S23、=σ2-σ3，S31、=σ3-σ1；应力强度S为S12、S23、S31中绝对值最大者。——主应力差＝2倍的剪应力，；——剪应力强度理论。2/3/202390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

ASME规范NB分卷一级设备分析法设计（4）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-32302/3/202391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

ASME规范NB分卷一级设备分析法设计（5）疲劳分析：疲劳累积损伤系数U≤1NB-3222.4曲线I-9.1,I-9.2.1,I-9.2.2,I-9.3,I-9.4（6）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。（7）防非延性断裂（附录G）：NK1＜K1R；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：RCC－M的防断裂设计更宽泛，PTS工况大于1/4壁厚仍可以分析2/3/202392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

ASME规范NB分卷一级设备容器设计NB3300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）;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NB3340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。2/3/202393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

ASME规范NB分卷一级设备容器设计

NB3350焊接结构设计

容器焊接结构设计：焊接接头分类分A、B、C、D类；带垫板B类接头疲劳减弱系数不小于2；部分焊透焊缝疲劳减弱系数不小于4。见图NB-3351-1。2/3/202394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

ASME规范NB分卷一级设备泵的设计

（1）

范围：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；（2）

不包含：泵轴设计，见Ⅲ附录S；叶轮非结构上内部构件设计，见附录U（3）

结构材料设计：接管大于4英寸泵：满足NB3100，NB-3200，附录Ⅱ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Ⅱ要求，有矛盾按NB3400。2/3/202395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

ASME规范NB分卷一级设备泵的设计

（4）

承压部件尺寸：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：（5）

附属结构设计：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。（6）

出入口按开口补强设计；同容器的补强方法。2/3/202396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

ASME规范NB分卷一级设备泵的设计

（9）结构应力分析：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