核级阀门规范标准介绍

核级阀门鉴定试验的项目及样机的选取和外延扩展原则一、概述核级阀门是核电厂中重要的安全设备，其性能的稳定可靠关系到核电站的运行安全。

对核级阀门的鉴定试验显得格外重要。

本文将从核级阀门鉴定试验的项目、样机选取以及外延扩展原则等方面进行讨论。

二、核级阀门鉴定试验的项目1. 密封性能试验核级阀门的密封性能对核电站的安全稳定运行有着至关重要的作用。

在核级阀门鉴定试验的项目中，首要考虑的便是密封性能试验。

通过密封性能试验，可以评估核级阀门在不同条件下的密封性能，以确保其在工作状态下能够正常密封，避免核泄漏等安全事故的发生。

2. 流量特性试验核级阀门的流量特性直接影响到核电站的供水和排水等重要工况运行。

在鉴定试验项目中，需要对核级阀门的流量特性进行全面的测试和评估，以确保其在工作过程中能够满足设计要求，保障核电站的正常运行。

3. 耐久性试验核级阀门的耐久性是衡量其使用寿命和稳定性的重要指标。

在鉴定试验项目中，需要进行耐久性试验，通过对核级阀门在不同工况下的长时间运行测试，评估其使用寿命和稳定性，为核电站的长期运行提供保障。

4. 抗震性试验核级阀门在地震等外部不利环境下的抗震性能直接关系到核电站的安全稳定运行。

在鉴定试验项目中，需要对核级阀门进行抗震性试验，评估其在地震等特殊情况下的抗震能力，以确保核电站在不利环境下能够安全运行。

三、样机的选取1. 样机的全面代表性在进行核级阀门鉴定试验时，样机的选取至关重要。

选择样机时，需要保证样机具有全面的代表性，能够较好地代表核级阀门的整体性能。

样机的选取要充分考虑到核级阀门的各项性能指标和工况要求，以确保鉴定试验的结果能够真实反映核级阀门的性能情况。

2. 样机的数量和规格在选择样机时，还要考虑到样机的数量和规格，需要根据实际需要选取一定数量和不同规格的样机进行鉴定试验。

通过对多个样机的测试比较，可以更全面、更客观地评估核级阀门的性能表现，为后续的生产和使用提供参考依据。

核电阀门设计规范的相关探讨本文主演阐述了核电阀门设计规范的相关内容，从材料、抗震分析等方面进行分析。

标签：核电阀门;设计规范中国核电建设已经走过了20余年，先后通过自行设计开发和引进国外技术等多种方式建造了秦山一、大亚、秦山二期、岭澳一期、秦山三期和田湾等核电站。

这些核电站采用了美国、法国、俄罗斯和加拿大等国家的核电规范。

本文主要对核电阀门设计中应用的美、法、俄，三国的核电规范异同点进行比较和分析。

本文讨论的规范及版本号为美国锅炉和压力容器规范第Ⅲ卷———ASMEⅢ-2004（简称ASMEⅢ，下同）、法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则———RCC-M2000版+2002补遗（简称RCC-M，下同）和俄罗斯核电阀门设计制造规范———OTT-87 （简称OTT-87，下同）。

1 一级设备NB-3500 规定了一级阀门的设计和应力分析规范。

当阀门口径≤NPS 4 时，可按ASME B16.34的方法进行设计。

但应注意在壳体壁厚的计算时，NB-3500 对阀体基本内径d m 的定义为临近焊端区域的阀体内径较大者，而ASME B16.34 规定的阀体基本内径为流道的最小直径，但不得小于阀体端部基本内径的90%。

此内径的定义同样应用于口径>NPS 4 的一级阀门的壳体壁厚计算中。

两种定义的区别意味着按B16.34 阀体最小壁厚的要求设计的阀门不能认为就自动符合NB-3500 要求的阀体最小壁厚。

2 二级设备和三级设备一般情况下，二级和三级设备用的阀门符合ASME B16.34 的要求，同時也能满足NC-3500 和ND-3500 的要求。

承压件的最大许用应力值按ASME BPVC-Ⅱ-D-1 表1A/表1B 的规定选取，承压螺栓的许用应力按ASME BPVC-Ⅱ-D-1的规定选取。

3 材料3.1 承压件ASMEⅢ和RCC-M规范都规定对于承压零部件，其材料应满足规范要求，只能选择规范中允许的材料，并规定了允许材料的温度压力额定值、设计应力强度值和许用应力，而对于非承压零件的材料则没有强制要求。

核电阀门知识一、概况：核电阀门是指在核电站中核岛N1、常规岛CI和电站辅助设施BOP系统中使用的阀门。

从安全级别上分为核安全Ⅰ级、Ⅱ级、Ⅲ级、非核级。

其中核安全Ⅰ级要求最高。

核电阀门在核电站中是使用数量较多的介质输送控制设备，是核电站安全运行中的必不可少的重要组成部分。

据统计一座具有两台100万KW机组的核电站有各类阀门3万台。

据统计目前全世界共有447个核电机组正在运行，总装机容量为3.8亿KW，约占全球总发电量的16.2%。

有17个国家核电站装机容量占其本国总发电量的25%以上。

其中法国占77%，韩国占38%，日本占36%，英国占28%。

美国也达到了20%。

在所运行的核电机组中，50%以上为压水堆，其次有重水堆、沸水堆、石墨堆、快中子增殖堆、高温气冷堆。

我国最早应用核动力技术的领域是军事工业。

20世纪70年代初海军第一艘压水堆核动力潜艇正式投入使用。

从1985年我国自行设计建造秦山一期30万KW核电机组以来，先后通过自主设计建造，引进国外技术方式又建了大亚湾秦山二期、秦山三期、岭澳、田湾共6座核电站，总装机容量达到870万KW。

占全国发电装机容量的2%。

我国计划到2020年核电装机容量将由现在的870万KW增加到4000万KW，届时占全国电力装机总量的4%左右，即从现在起，平均每年至少建造两个百万KW的核电机组。

已建成的核电站中，除秦山三期采用加拿大重水堆型外，其它均为压水堆。

由俄罗斯提供的田湾核电站单机功率参数最大，为106万KW。

中国原子能科学研究院、清华大学等单位建造的快中子增殖反应堆，先进堆、高温气冷堆等在国内尚属研究试验堆，取得经验后将扩大建造商业用堆。

值得关注的是由美国西屋公司设计的超第三代压水堆核电机组AP600、AP1000具有更高的运行安全性，其设计采用了非能动原理如重力、对流、冷凝等，用来作为安全系统中的驱动力，大大减少了电、液、气等能动驱动力。

同时阀门使用量减少50%，泵减少35%、电缆用量减少80%，抗震等级要求设备数量下降了45%，电站寿期可达60年（现为30～40年）。

RCC-M规范在核电阀门设计、检验过程中的应用李自强;苗安立;张佳卿【摘要】压水堆核电站是目前最广泛应用的堆型之一,作为压水堆核电站的建造规范,R C C-M在核电领域有着非常重要的地位,通过研究R CC-M内容,总结了核电阀门的设计制造、检验要求,得出适用于核电阀门的检验方法.【期刊名称】《装备制造技术》【年(卷),期】2016(000)010【总页数】3页(P205-207)【关键词】核电站;RCC-M;阀门;检验【作者】李自强;苗安立;张佳卿【作者单位】中船重工第七〇三研究所无锡分部,江苏无锡 214151;中船重工第七〇三研究所无锡分部,江苏无锡 214151;中船重工第七〇三研究所无锡分部,江苏无锡 214151【正文语种】中文【中图分类】TH134核电站用阀门（简称核电阀门），是核电站中使用量非常大的设备，连接着整个核电站的数百个系统，阀门的投资占核电站总投资的2%左右，在后期维护、维修费用一般占核电站维修总额的50%以上。

核电阀门又分核1级，核2级，核3级和NC级。

以福清核电工程为例，两个百万千瓦压水堆核电机组需要阀门2.8万台，核1级占0.7%，核2级占27.9%，核3级占21.4%，NC级占50%。

鉴于核电阀门的重要性，其质量保证是非常重要的[1]。

目前国内已经有若干家阀门制造企业获得了核安全局颁发的核安全设备制造许可证书，并使核电阀门的国产化达到95%左右。

核电阀门的设计、制造、验收会涉及多个标准，如RCC-M[2]，ASME VIII，ASME 16.34，API 598等标准，同时又要结合各设计院的具体要求进行设计和制造。

RCC-M规范是压水堆建造的主要规范之一，本文将结合RCC-M规范对核电站用阀门设计、制造和检验过程中所涉及到的要求进行比较，并总结出核电阀门简便易行的检验方法。

RCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，是法国法国核电标准RCC系列的一个分支。

核级阀门规范标准介绍核级阀门规范标准介绍3核级阀门规范标准介绍.txt曾经拥有的不要忘记；不能得到的更要珍惜；属于自己的不要放弃；已经失去的留作回忆。

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核级阀门规范标准介绍一、国际核电规范体系简介I、国际主要核电标准体系：、国际主要核电标准体系：ASME（美国）RCC－M（法国）ПНА□Г（俄国）CSA（加拿大）JIS （日本）DIN（德国）一、国际核电规范体系简介II、ASME体系介绍：、体系介绍：体系介绍一．概述《ASME规范》是最为广泛，内容最为详尽的一部关于锅炉及压力容器规范。

其制订的目的在于提供控制设计．制造和检验等质量的有关规则。

于1914正式颁发以来，六十年代开始，每三年修订一次，中文版最新为95版。

一、国际核电规范体系简介二、“ASME规范”的总体结构和内容至最新的1995年版形成了共十一卷二十二册的规范，按次序列表如下：第Ⅰ卷动力锅炉第Ⅱ卷材料技术条件第III卷核动力装置设备NCA分卷―第一册及第二册的总要求第Ⅳ卷采暖锅炉一、国际核电规范体系简介第Ⅴ卷第Ⅵ卷第Ⅶ卷第Ⅷ卷第Ⅸ卷第Ⅹ卷第Ⅺ卷无损检验采暖锅炉维护和运行的推荐规程动力锅炉维护推荐规程压力容器焊缝及钎焊评定玻璃纤维增强塑料压力容器核动力装置设备在役检查规则一、国际核电规范体系简介三、第Ⅲ卷核动力装置设备NCA分卷总的要求(包括第一册和第二册) 第一册NB分卷一级设备NC分卷二级设备ND分卷三级设备NE分卷MC级设备NF分卷设备支承结构NG分卷堆芯支承结构附录第二册混凝土反应堆容器及安全壳规范一、国际核电规范体系简介III、法国“RCC－M”规则一、概述于1980年首次发布，目前最新版本为2000年版。

“RCC－M”规则是借鉴于ASME“锅炉压力容器规范”第三卷“核动力装置设备”的NB，NC，ND，NG和NF分卷的有关内容，同时吸收法国在核电工业发展实践中的积累的经验和成果而制订出来的。

核电阀门的技术要求内容来源自网络核电阀门，由于其使用工况特殊、复杂、恶劣，加之量大面广，故其要求较高。

1、核电阀门工作条件：核电阀门除了其工况环境错综复杂之外，其输送介质的放射性和温度、压力等级的苛刻性也是很特殊的。

核电阀门输送的介核电阀门，由于其使用工况特殊、复杂、恶劣，加之量大面广，故其要求较高。

1、核电阀门工作条件：核电阀门除了其工况环境错综复杂之外，其输送介质的放射性和温度、压力等级的苛刻性也是很特殊的。

核电阀门输送的介质主要为：饱和蒸汽、冷凝水、放射性水蒸汽重水、辐照腐蚀物、放射性介质、稀硫酸和碱液、二氧化碳、钠、氦、油、真空等各种流体介质。

一回路上的大通径阀门工作条件是最复杂的，在现阶段核动力装置上的蒸汽参数比热电厂的蒸汽参数（压力22.5MPa、温度565℃）要低，但核电厂运行条件却复杂得多。

在液态金属冷却剂的快中子反应堆装置上，蒸汽参数为最高（汽轮机前的蒸汽温度为600℃，压力为14.0MPa）。

2．核电阀门常见故障类型在核电站系统中运行的阀门，最常见的故障类型有如下四种：① 阀杆泄漏② 阀座泄漏③ 执行机构选配过大和关闭力矩过高引起的密封面损坏④ 外泄漏3．核电阀门技术要求根据核电阀门运行的实际工况，核电阀门其技术特点和要求比火力发电阀门更高。

核电阀门的技术要求除了阀门常规的技术要求外，还要着重考虑介质中杂质的污染、环境温度、运行温度、环境湿度、放射性、直流电源及电压波动、有关地震和振动条件下稳定性的技术要求、安全等级等等。

① 核电阀门的设计a）强度设计核电阀门设计中，强度计算是必不可少的。

除常规的强度计算、有限元分析和抗震计算分析外，对核安全1级的阀门，还要求进行：一次薄膜应力的极限计算、一次薄膜应力＋弯曲应力的极限计算、与回路启——停循环有关的一次加二次应力变化幅度的极限计算、除回路中启——停工况以外的一次加二次应力的变化幅度极限计算、疲劳性能分析。

b）结构设计由于核电系统输送介质大多带有放射性，不允许有任何泄漏，故结构设计中阀门的填料、波纹管、阀座的密封结构设计尤为重要（阀体的形状设计，规定在ASME标准中）。

附件2民用核安全设备核安全1、2、3级阀门设计和制造单位资格条件一、总则为进一步明确核安全1、2、3级阀门设计和制造许可证取证、变更及延续申请单位应具备的资格条件，根据《民用核安全设备监督管理条例》的要求，制定本资格条件。

二、适用范围本资格条件适用于国务院核安全监管部门制定的《民用核安全设备目录（2016年修订）》中列出的核安全1、2、3级隔离阀(包括闸阀、截止阀、球阀、蝶阀)和单向阀(止回阀)设计和制造许可证取证、变更及延续申请单位的资格审查，其余阀门品种暂不适用本资格条件。

资格条件中的“设计”是指核安全1、2、3级阀门制造许可证申请单位进行的设备设计活动。

三、资格条件（一）申请单位应持有有效的企业法人营业执照（或事业单位法人证书），且具备常规工业特种设备(阀门)设计和制造能力。

（二）质量保证要求1.申请单位应具有完善的质量保证体系和健全的管理制度，并制定符合核电厂质量保证安全规定（HAF003）及相关导则要求的质量保证大纲和程序。

2.申请单位应建立健全质量保证组织机构，配备足够的质量验证人员，并保证其组织独立性和充分的权力。

3.申请单位应开展核安全文化建设，促进质量保证体系有效运行，强化质量过程控制，保守处理质量问题，确保民用核安全设备质量和可靠性。

（三）人员配置要求1．申请单位应配备与拟从事活动相适应的相应专业技术人员，如设计、制造、焊接、材料、机加工、热处理、无损检验、理化检验、质量保证等专业技术人员。

2．申请单位技术负责人（总工程师、技术副总经理、技术总监等）应具有高级技术职称，且具有10年以上阀门设计和制造经历，或相关专业本科及以上学历，且具有15年以上阀门设计和制造经历。

3．申请单位设计负责人应具有3年以上设计批准（或审定）经历，且至少主持过5项核安全1、2、3级阀门或核设施中非核级阀门设计工作。

4．申请单位各主要制造环节（如机加工、焊接、热处理、检验、试验等）的负责人应具有本专业中级（或以上级别）技术职称或理工类本科毕业满5年、理工类专科毕业满8年，且长期从事本专业相关工作。

核电站阀门基础一．阀门介绍1.阀门基本结构2.核电站阀门分类二．阀门驱动装置1. 手动装置2. 电动驱动器3.气动驱动器三．阀门标识四．附录：1.阀门RIN码栏目2.核级阀门选录阀门在核电站整体中是一个庞大的群体。

它不仅数目巨大，而且种类、规格繁多，分布范围广泛，遍及核电站每一回路、系统。

它无处不在，每个区域，每个房间。

根据大亚湾核电站数据统计，阀门总数超过12000个，阀门种类达到16个生产厂家的30多种类型，口径从DN8~DN1200的多种规格。

这些阀门分布在各个系统回路中，起到非常关键的功用。

安装过程中的系统水压实验和调试，阀门用于联接或隔断回路。

在核电站运行过程中，它用于调节系统介质的压力和流量，还有隔流、分流和改变流向的功能。

卸压阀和安全阀确保各个系统和整个核电站安全运行。

阀门安装进度的快慢和安装质量的好坏，直接影响整个核电站的安装进度和核电站的安全高效运行。

我们只有在充分了解并掌握了各种阀门的属性、结构、构造、技术参数及其工作原理的前提下，才有可能有效地对阀门进行安装、调试、维护、维修等工作。

一阀门介绍1.1阀门基本构造如图1-1所示阀门是核电站最基本、最简单，也是应用最广泛的一种阀门。

其基本构造为：（1）阀芯：阀芯作为阀门的内部结构，当它达到阀座的位置，通过与阀座接触、离脱来对介质进行隔断、放行或控制流量。

阀芯的形状根据厂家的规格和不同的操作系统而不同。

核电站所用的阀门一般阀芯都经锻造和机加工而成。

而在高温、高压系统中的阀门阀芯在锻造过程中，表面被淬硬而且金属镀膜，或者3在阀芯接触表面进行硬质合金处理，使它在高温、高压、强酸等环境中持久、耐磨。

（2）阀座阀座的设计是通过与阀芯的接触密合匹配来进行阀门的各种功能操作。

它的形状根据阀芯的形状而定。

阀座的材质又根据阀芯的材质和阀门所在系统环境而确定。

一般来讲，阀座的饿材质要比阀芯材质硬度略低，因阀门操作时，要通过阀芯挤压阀座使其变形而达到密封的效果。

核电阀门技术要求核电阀门，由于其使用工况特殊、复杂、恶劣，加之量大面广，故其要求较高。

1．核电阀门工作条件：核电阀门除了其工况环境错综复杂之外，其输送介质的放射性和温度、压力等级的苛刻性也是很特殊的。

核电阀门输送的介质主要为：饱和蒸汽、冷凝水、放射性水蒸汽重水、辐照腐蚀物、放射性介质、稀硫酸和碱液、二氧化碳、钠、氦、油、真空等各种流体介质。

一回路上的大通径阀门工作条件是最复杂的，在现阶段核动力装置上的蒸汽参数比热电厂的蒸汽参数（压力22.5MPa、温度565℃）要低，但核电厂运行条件却复杂得多。

在液态金属冷却剂的快中子反应堆装置上，蒸汽参数为最高（汽轮机前的蒸汽温度为600℃，压力为14.0MPa）。

2．核电阀门常见故障类型在核电站系统中运行的阀门，最常见的故障类型有如下四种：①阀杆泄漏②阀座泄漏③执行机构选配过大和关闭力矩过高引起的密封面损坏④外泄漏3．核电阀门技术要求根据核电阀门运行的实际工况，核电阀门其技术特点和要求比火力发电阀门更高。

核电阀门的技术要求除了阀门常规的技术要求外，还要着重考虑介质中杂质的污染、环境温度、运行温度、环境湿度、放射性、直流电源及电压波动、有关地震和振动条件下稳定性的技术要求、安全等级等等。

①核电阀门的设计a）强度设计核电阀门设计中，强度计算是必不可少的。

除常规的强度计算、有限元分析和抗震计算分析外，对核安全1级的阀门，还要求进行：一次薄膜应力的极限计算、一次薄膜应力＋弯曲应力的极限计算、与回路启——停循环有关的一次加二次应力变化幅度的极限计算、除回路中启——停工况以外的一次加二次应力的变化幅度极限计算、疲劳性能分析。

b）结构设计由于核电系统输送介质大多带有放射性，不允许有任何泄漏，故结构设计中阀门的填料、波纹管、阀座的密封结构设计尤为重要（阀体的形状设计，规定在ASME标准中）。

国外，填料一般采用多重密封结构、Ω环密封结构和填料层之间夹碟簧的填料箱密封结构。

波纹管一般采用组合波纹管密封结构。

核安全级阀门生产核安全级阀门是一种用于核能领域的关键设备，具有重要的安全功能。

它的主要作用是在核反应堆的运行过程中，对冷却剂、气体和其他流体进行控制，确保核反应堆的安全运行。

核安全级阀门的生产过程需要经过严格的质量管理和控制，以确保其质量和可靠性。

首先，核安全级阀门的生产需要遵守严格的国际标准和规范。

核能领域对设备的要求非常严苛，各种标准和规范对阀门的设计、制造和测试都有详细的要求。

生产厂家必须熟悉并遵守这些标准和规范，以确保阀门能够满足核能领域的需求。

其次，核安全级阀门的材料选择非常重要。

核能领域对阀门材料的要求非常高，材料必须具有良好的化学稳定性、抗辐照性和耐高温性能。

常见的阀门材料包括不锈钢、合金钢、镍基合金等，这些材料能够在核反应堆的高温、高压和辐射环境下保持良好的性能。

生产过程中，需要严格控制每个环节的质量。

从材料采购到产品组装，每个环节都需要进行严格的质量控制。

例如，在材料采购环节，必须对材料进行严格的筛选和测试，确保其符合规定的要求。

在制造过程中，需要对零件的尺寸、形状和表面质量进行严格的检查，以确保最终产品的质量。

此外，核安全级阀门还需要经过严格的性能测试和可靠性评估。

在生产过程中，需要对阀门进行严格的性能测试，以确保其在使用过程中能够正常工作。

这些测试通常包括耐压试验、密封性能测试、流量特性测试等。

同时，阀门还需要进行可靠性评估，以确定其可靠性水平，这对于核能领域的安全至关重要。

最后，核安全级阀门的生产需要严格的文件管理和追溯体系。

为了确保阀门的可追溯性和质量可控性，生产厂家需要建立健全的文件管理系统，详细记录每个阀门的生产过程和质量控制情况。

这样一来，如果出现质量问题或事故，可以通过追溯体系找出问题的原因，并进行相应的处理和改进。

总之，核安全级阀门的生产是一个复杂而严谨的过程，要求生产厂家具备丰富的经验和专业知识。

只有通过严格的质量管理和控制，才能生产出符合核能领域需求的高质量阀门，确保核反应堆的安全运行。

核级阀门规范标准介绍3核级阀门规范标准介绍.txt曾经拥有的不要忘记；不能得到的更要珍惜；属于自己的不要放弃；已经失去的留作回忆。

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核级阀门规范标准介绍一、国际核电规范体系简介I、国际主要核电标准体系：、国际主要核电标准体系：ASME（美国）RCC－M（法国）ПНА□Г（俄国）CSA（加拿大）JIS （日本）DIN（德国）一、国际核电规范体系简介II、ASME体系介绍：、体系介绍：体系介绍一．概述《ASME规范》是最为广泛，内容最为详尽的一部关于锅炉及压力容器规范。

其制订的目的在于提供控制设计．制造和检验等质量的有关规则。

于1914正式颁发以来，六十年代开始，每三年修订一次，中文版最新为95版。

一、国际核电规范体系简介二、“ASME规范”的总体结构和内容至最新的1995年版形成了共十一卷二十二册的规范，按次序列表如下：第Ⅰ卷动力锅炉第Ⅱ卷材料技术条件第III卷核动力装置设备NCA分卷―第一册及第二册的总要求第Ⅳ卷采暖锅炉一、国际核电规范体系简介第Ⅴ卷第Ⅵ卷第Ⅶ卷第Ⅷ卷第Ⅸ卷第Ⅹ卷第Ⅺ卷无损检验采暖锅炉维护和运行的推荐规程动力锅炉维护推荐规程压力容器焊缝及钎焊评定玻璃纤维增强塑料压力容器核动力装置设备在役检查规则一、国际核电规范体系简介三、第Ⅲ卷核动力装置设备NCA分卷总的要求(包括第一册和第二册) 第一册NB分卷一级设备NC分卷二级设备ND分卷三级设备NE分卷MC级设备NF分卷设备支承结构NG分卷堆芯支承结构附录第二册混凝土反应堆容器及安全壳规范一、国际核电规范体系简介III、法国“RCC－M”规则一、概述于1980年首次发布，目前最新版本为2000年版。

“RCC－M”规则是借鉴于ASME“锅炉压力容器规范”第三卷“核动力装置设备”的NB，NC，ND，NG和NF分卷的有关内容，同时吸收法国在核电工业发展实践中的积累的经验和成果而制订出来的。

核电阀门主要零件设计1概述核电阀门是指在核电站中核岛（N1）、常规岛（CI）和电站辅助举措措施（BOP）系统中使用的阀门。

从安全级别上分为核安全Ⅰ级、Ⅱ级、Ⅲ级和非核级，其中核安全Ⅰ级要求最高。

从设计规范等级可分C1级、C2级及C3级。

从压力组可分为Ⅰ、Ⅱ及Ⅲ组。

核电阀门在核电站中是使用数目较多的介质输送控制设备，是核电站安全运行中必不可少的重要组成部门。

2阀门设计2.1小口径截止阀（1）C1级小口径截止阀C1级小口径截止阀的阀体和阀盖应设计为整体。

阀体和阀盖之间可用密封连接。

如无其他特殊划定，焊接应在工厂内完成。

阀体和阀盖采用锻件、模锻或轧件焊接结构。

截止阀禁止使用铸钢。

调节阀使用铸钢要由用户同意。

压力Ⅰ组和Ⅱ组C1级小口径截止阀阀盖与阀瓣组成的上密封面表面应堆焊硬质合金。

压力Ⅲ组阀门的非合金钢阀盖上密封面应堆焊不锈钢。

假如阀瓣不是整体设计，则其组成部门应采用焊接组装，以消除通过密封面泄漏的危险。

压力Ⅰ组和Ⅱ组阀门阀座和阀瓣的密封面为表面硬质合金堆焊。

压力Ⅲ组阀门的密封面除必需是表面硬质合金堆焊的气动截止阀外，其余可认为裸露的不锈钢。

阀座可以焊接成型或焊上一个座圈。

调节阀的阀座可以与阀套一体。

C1级小口径截止阀只答应使用滑动阀杆，但使用滚动阀杆的金属隔膜阀除外。

阀杆应磨光，与填料接触部门的阀杆直径公差应小于0.05mm。

阀杆的精加工表面应保证不会因为阀杆与填料之间介质泄漏而产生侵蚀或腐蚀。

阀瓣与阀杆可以稍微流动以便对中，但不能在阀杆上自由滚动。

调节阀的阀瓣应固定在阀杆上。

（2）C2级小口径截止阀C2级小口径截止阀如为隔离阀和手动调节阀其应是整体设计。

阀体和阀盖之间可用密封焊接或螺纹连接。

如无其他特殊划定，焊接应在工厂内完成。

但是，压力级10MPa （600Lb）以下的阀门，答应阀盖用螺栓与带有防止过度压紧垫片密封结构的阀体连接在一起。

阀体和阀盖采用铸造、模锻或轧件焊接结构。

铸钢可用于第Ⅲ压力组。

文章编号:100225855(2005)0320018204作者简介:李军业(1974-),男,湖南隆回人,工程师,从事阀门设计工作。

核电阀门设计规范的应用及分析李军业,蒋　琦(中核苏阀科技实业股份有限公司,江苏　苏州　215001) 摘要　论述了按ASM E BPVC 2Ⅲ规范进行核电阀门设计时应注意的问题,如最小壁厚计算、应力计算与抗震分析、许用应力的选取和无损检测要求等,并就规范没有明确规定的内容提出了可行的解决方案。

关键词　核电阀门;设计;应力分析;许用应力;无损检测 中图分类号:TH 134 文献标识码:ADesign of nuclear pow er valvesL I jun 2ye ,J IAN G Qi(SU FA Technology Industry Co.,NC ,Suzhou 215001,China )Abstract :Briefly introducing some aspect e.g.the calculation of the minimum body wall thickness ,the stress calculation and anti 2earthquake analysis ,the selection of allowable stress and the require 2ments of no 2destruction examination etc.during the design of nuclear valves per ASM E BPVC 2Ⅲ,and expressed personnel opinions on some aspects that are not clearly defined in the specification.K ey w ords :nuclear valves ;design ;stress analysis ;allowable stress ;NDE requirements 1　引言美国ASM E 锅炉和压力容器规范第Ⅲ卷(ASM E BPVC 2Ⅲ)核动力装置部分包含了核电阀门的设计规定,其中NB 23500、NC 23500、ND 23500规定了核电阀门的设计规范,NB 、NC 和ND分卷分别针对一级、二级和三级设备。