ASME第IX卷的最新变化及其应用

IWL 分卷轻水冷却核电厂CC级混凝土设备的要求IWL-1000 范围和职责 (266)IWL-1100 范围 (266)IWL-1200 受检验的物项 (266)IWL-1210 检验要求 (266)IWL-1220 免检的物项 (266)IWL-2000 检验和检查 (267)IWL-2100 概要 (267)IWL-2200 役前检验 (267)IWL-2210 检验时间表 (267)IWL-2220 检验要求 (267)IWL-2220.1 混凝土 (267)IWL-2220.2 无粘结的后张拉系统 (267)IWL-2230 修理/更换的役前检验 (267)IWL-2300 目视检验，人员资格和责任工程师 (267)IWL-2310 目视检验和人员资格 (267)IWL-2320 责任工程师 (268)IWL-2400 在役检查计划 (268)IWL-2410 混凝土 (268)IWL-2420 无粘结的后张拉系统 (268)IWL-2421 多堆厂址 (269)IWL-2500 检验要求 (269)IWL-2510 表面检验 (269)IWL-2520 无粘结的后张拉系统的检验 (269)IWL-2521 钢束的选择 (269)IWL-2521.1 免检 (270)IWL-2522 钢束张力和伸长的测量 (270)IWL-2523 钢丝束和钢铰线束取样检验和试验 (272)IWL-2523.1 钢束解除张力和检验样品的去除 (272)IWL-2523.2 取样检验和试验 (272)IWL-2523.3 重新张拉 (272)IWL-2524 钢束锚固区的检验 (272)IWL-2524.1 目视检验 (272)IWL-2524.2 游离水的记录 (273)IWL-2525 防腐介质和游离水的检验 (273)IWL-2525.1 取样 (273)IWL-2525.2 取样分析 (273)IWL-2526 防腐介质的排空和更换 (273)IWL-3000 验收标准 (275)IWL-3100 役前检验 (275)IWL-3110 混凝土表面状况 (275)IWL-3111 通过检验进行验收 (275)IWL-3112 通过评定进行验收 (275)IWL-3113 通过修理/更换进行验收 (275)IWL-3120 无粘结的后张系统 (275)IWL-3200 在役检验 (275)IWL-3210 表面状况 (275)IWL-3211 通过检验进行验收 (275)IWL-3212 通过评定进行验收 (275)IWL-3213 通过修理/更换进行验收 (275)IWL-3220 无粘结的后张拉系统 (275)IWL-3221 通过检验进行验收 (275)IWL-3221.1 钢束张力和伸长 (275)IWL-3221.2 钢束的钢丝或钢铰线的取样 (276)IWL-3221.3 钢束锚固区 (276)IWL-3221.4 防腐介质 (276)IWL-3222 通过评定进行验收 (276)IWL-3223 通过修理/更换进行验收 (276)IWL-3300 评定 (276)IWL-3310 评定报告 (276)IWL-4000 修理/更换 (278)IWL-4100 概要 (278)IWL-4110 范围 (278)IWL-4120 修理/更换程序 (278)IWL-4200 修理/更换计划 (278)IWL-4210 责任工程师 (278)IWL-4220 混凝土 (278)IWL-4230 钢筋 (278)IWL-4240 后张拉系统 (279)IWL-4300 检验 (279)IWL-5000 系统压力试验 (280)IWL-5100 范围 (280)IWL-5200 系统试验要求 (280)IWL-5210 概要 (280)IWL-5220 试验压力 (280)IWL-5230 泄漏试验 (280)IWL-5250 试验程序和检验 (280)IWL-5260 纠正行动 (280)IWL-5300 报告 (280)范围和职责IWL-1100 范围(a)本分卷提供CC级部件的钢筋混凝土和后张力系统役前检验、在役检查和修理/更换的要求，其中包括由CC-1000规定的混凝土安全壳。

规范编制论文之二：ASME 锅炉与压力容器规范第XI卷《核电厂部件在役检查规则》的论述L.J.Chockie*1. 前言第XI卷是规范中最新的一卷。

制订这一卷与美国最早使用的四座商用核电厂的运行有关。

在早期的核电厂规范中，采用的许多准则都吸取用矿物燃料电厂部件的运行经验。

由于从核电厂运行中积累了经验，从而使第XI卷更加适合于核部件。

由于ASME规范在美国是强制性实施的，因此规范起草委员会认识到在起草过程中必须要避免不切实际的和过高的要求，但又要注意所制订的规定必须确保部件的可靠性，这样经检查后的部件在运行时才不致危及人们的健康和安全。

2. 初期情况当美国还只有四座商用核电厂运行时，原子能委员会(AEC，后改称为核管理委员会，NRC)就已清楚地认识到应该制订一些部件投运后继续对其进行检测和检查的规程，其目的是用以发现部件建造时漏检的任何缺陷，并使部件在整个使用寿命期限内都保持安全运行状态。

为此，AEC的工作人员和美国国家标准学会(ANSI)的代表要求生产商与使用厂协作，共同制定一个对运行中的核电厂进行在役检查的导则。

1968年，在ANSI的主持下成立了在役检查规程起草委员会，而实际上是两个委员会：一个由工业界的代表组成；另一个由管理机构的代表组成。

成立两个委员会的目的是为了更全面的考虑问题：一方面从部件的设计和使用观点提出准则与规程建议；另一方面是从管理机构的观点提出一份指导性草案。

在6个月以后，这两个委员会再联合起来，共同提出一份核电厂在役检查规程的草案。

当草案完成并达到出版要求时，整个工作就转由美国机械工程师学会主管。

这时，该规程也就成了ASME规范的一部分，并作为规定性要求，由核电厂所在的州执行；同时也被美国联邦原子能委员会采用，并强制性实施。

第一稿于1969年出版，经过一年的试用与公开征求意见后，1970年出版了规定性规范的第一版。

2.1 综合政府和工业界的看法为了拟订规程草案，一开始成立了两个工作组，一组代表政府有关管理部门的意见；另*编者注：L.J.Chockie原为ASME委员会委员，现为ASME委员会名誉委员，核设备在役检查分委员会名誉委员。

Changes of ASME Code Section IX, 2007 Edition, 2009 Addenda ASME IX 2007 版 2009 增补的修改汇总 (本”汇总”仅供参考) 2009.12No. 序号 1Paragraph 修改章节 Forward 前言Changes 修改内容 In the Forward, the phrase “and Guidelines for Acceptable Non-ASTM Editions” inserted after the first appearance of “Guidelines for Acceptable ASTM Editions.” The word “ASTM deleted from all subsequent occurrences of “Acceptable ASTM Editions”在前言中在“认可的 ASTM 材料的版本”后面加进了“认可的非 ASTM 材料的版本” 。

For fourth paragraph, all occurrences of “conditions” changed to “factors” 第四段所有出现“条件”的地方都改为“因素”Explanation 解释 与其他卷相同2Introduction, paragraph 4 引言 第四段Revised parts QW and QB throughout to use the terms factors, variables, rules, standards, requirements, or parameters, where they are more appropriate than the term “conditions” within the contest of the paragraph. QW 和 QB 的通篇内容，当用 factors, variables, rules, standards, requirements, or parameters 更为 确切时用来代替“conditions”3Introduction, “ WELDING AND BRAZING DATA ” Paragraph 5 P82 QW-200.3 P73 QW-420The fifth paragraph added as “ In the 2008 Addenda , S-Number base metals listed in the QW/QB-422 table were reassigned as P-Numbers and the S-Number listings and references were deleted” 引言中“焊接和钎焊数据”标题下，第五段加上了以下内容： “在 2008 的补遗中， QW/QB-422 表中所列的 S-No 从新命名为 P-No, S-No 和相关内 在 容删去” Third paragraph deleted 第三段删去 Revised in its entirely and the specially the following is added: “In 2008, S-Numbers were removed from table QW/QB-422. S-Numbers were assigned to materials that were acceptable for use by the AME B31 Code for Pressure Piping, or by selected Boiler and Pressure Vessel Code Cases, but which were not included within ASME Boiler and Pressure Code Material Specifications (Section II). Base metals previously assigned S-Numbers were reassigned the corresponding P-Numbers or P-Number plus Group Numbers.” Q W-420 全部重写，特别加上了以下内容： S-No 只是用于 ASME B31 压力管道规范接受的或 2008 年 S-No 从 QW/QB-422 中去除，整个第九卷中取消 S-Number因 S-Number 取消 1）QW-420 全部重写,不再用 QW-420.1 小标题；第 二小节 QW-420.2 S-Numbers 因 S-Number 的取消而 取消 2）原有的 S-No 的材料重新给与 P-No，在整个 QW-422 中不再出现 S-Number. 3）按照 QW-420 最后一段内容，原来用 S-No 做的 工艺评定焊工评定还能用，但要在新的 P-No 下使用 ，并且要修改 WPS，按照原来的试板材料限定其母 材范围。

2021年 第4期 热加工33核电技术中ASME 规范第IX 卷1998版至2010版的对比研究李哲，白林，王宇欣中国核电工程有限公司 北京 100840摘要：通过对ASME 规范第IX 卷1998版至2010版进行对比研究，分析不同版本内容的差异，尤其是常用核电焊接方法焊接变量的变化，对核电项目中焊接技术的应用具有实际指导意义。

关键词：核电项目；ASME 规范；焊接工艺评定；焊接变量1 序言A S M E 规范在我国核电项目上应用广泛，例如，在国内引进、消化的三代非能动核电项目AP1000中，其核岛设备的设计、制造采用的标准均为ASME 规范1998版至2000补遗（1998版+1999补遗+2000补遗）。

而目前ASME 规范公开发行的最新版为2015版，实施应用的为2010版。

另外，在我国自主研发设计的乏燃料运输和贮存容器设计中，设计标准也主要采用不同版本的ASME 规范。

在核电焊接技术中，焊接工艺评定是焊接质量控制中最复杂、最核心的工作。

因此，对于采用ASME 规范设计的项目及设备，亟需比较ASME 第IX 卷1998版[1]与2010版[2]在结构和内容上的差异，并对差异进行分析研究，以便后续相关项目的应用。

2 ASME 规范第IX 卷ASME 第IX 卷《焊接和钎焊评定标准》规范是对焊接和钎焊工艺、焊工、钎焊工，以及焊接和钎焊机械操作工的评定标准。

该规范分为两大部分：焊接评定篇（PART QW-WELDING ）和钎焊评定篇（PART QB-BRAZING ）。

其中，“PART QW-WELDING ”分为5个章节：焊接总要求、焊接工艺评定、焊接技能评定、焊接数据及标准焊接工艺规程。

在AP1000核电项目中，焊接工艺评定的制定主要参照焊接评定篇。

ASME 第IX 卷在焊接评定篇中，对所评价的每个焊接方法都列出了重要变量、附加重要变量和非重要变量。

通常，焊接工艺规程（WPS ）为每个包含在特定工艺规程中的焊接方法列出了所有重要和非重要变量。

ASME第Ⅺ卷核电厂设备在役检查规则-1998版（上册）上海核工程研究设计院2003年2月ASME 第Ⅺ卷核电厂设备在役检查规则-1998版（上册）翻译：徐受律校核：林绍萱杨仁安贺寅彪审核：姚伟达沈培洁审定：蔡剑平上海核工程研究设计院2003年2月编制说明美国国家标准学会（ANSI）在1968年主持并成立了由美国NRC代表和核工业界代表组成的《核电厂在役检查规则起草委员会》，6个月后起草了《核电厂设备在役检查规则（草案）》。

该工作后转由美国机械工程师学会（ASME）主管。

为此在1970年相继成立了ASME锅炉与压力容器委员会（BPVC）管辖下的《核电厂设备在役检查分委员会（SCXI）》，同年正式出版了ASME规范第XI卷《核电厂设备在役检查规则》，该规则成为ASME规范一个重要的部分，并作为规定性要求，由核电厂所在的州来执行，同时被美国核管理委员会（NRC）采用，并强制性实施。

在以后三十年中，规范以每隔3年讨论、修改和出版一次。

第XI卷《核电厂设备在役检查规则》包括核电厂设备检验、检查、试验、评定、修理及更换等方面一套完整内容的规定性规则。

该规范制订了一整套对核电厂设备（包括安全1、2、3级设备及支承件、MC、CC级金属内衬与混凝土设施等）材料和焊缝进行无损检验的方法、周期、验收标准等。

如果检验结果缺陷显示超出规定的验收标准（缺陷尺寸、位置和走向等），规范还允许采用分析评定或工程评价等方法作进一步的评定与验收，并在非规定性附录A～L中采用线弹性断裂力学理论对承压容器和管道的缺陷显示如何进行分析与评定提出较完整的方法。

而每章中所规定的缺陷显示验收标准（缺陷尺寸、位置和走向等）也是根据该方法及经验综合后制订出来的。

总之，《核电厂设备在役检查分委员会》的宗旨是“确保核电厂设备安全可靠运行，并保持原有设计、建造时的结构完整性”。

分委员会下属目前已发展到共21个工作组，其规模与ASME第Ⅲ卷的《核动力分委员会》的规模相当。

ASME第IX卷的最新变化及其应用——2010版与2007版的比较赵孟显一、2010版（与2007版的比较）的主要修改部分1、将S-No.和组号转换为P-No.和组号1）从2009增补开始，列于QW/QB422表中母材的S-No.重新指定为P-No.，取消了表中所列参照的S-No.和组号。

原来“焊接”栏下的S-No.和组号转换成相当的P-No..和组号；而“钎接”栏下的S-No.转换成相当的P-No.。

在2007版的QW-420中规定：“对于P-No.和P-No.加组号材料的要求也同样适用于相应的S-No.或S-No.加组号的材料，但如工艺评定试验使用S-No.或S-No.加组号的材料，其评定范围限于有相同S-No.或S-No.加组号的材料（即：使用P-No.材料的评定也评定了相应的S-No.的材料；而使用S-No.材料的评定只评定了相应的S-No.的材料而没有评定相应的P-No.的材料）”。

而从2009增补开始，由于全部S-No.已经转换成相当的P-No.，则原来使用S-No..加组号的材料进行评定的单位（主要是使用管道规范规定的材料的单位，如B31.3），从2010年1月1日开始，这些评定在其它重要变素和有缺口韧性要求时，附加重要变素相同的情况下，可以使用于有相同P-No.加组号的材料。

这样就涉及原来使用S-No.加组号的材料进行评定的WPS如何处理的问题，因为原先的WPS只规定它适用于有相同的S-No.的材料，而现在已经没有S-No.的材料了，那么就要修改相应WPS的适用范围了。

这一修改涉及原来第IX卷中几乎所有提到S-No.的条款、表格和附录，包括QW-409.29、QW-420.1、QW-420.2、QW/QB422、QW-423.1、QW-424.1、QW-520、QB-402.1、QB-402.2、附录中的表格QW-484A、QW-484B、QW-485、QB-482、QB-483、QB-484等，上述条款、表格中的S-No.全部删去，只有附录E “许用的SWPS”例外，其中仍然有S-No.，因为SWPS是由AWS发布的，有一个滞后反应的问题，这在其他卷册中同样存在，如B31.3，在2010版中仍然存在S-No.。