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ASME第XI卷

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标准讲解-ASME

标准讲解-ASME

使用此表时应注意以下两点：
-
确认你所查阅的那一行在VIII-1卷一栏里没有“NP”（Not Permitted）字样。
-
确认已查阅过与VIII-1卷有关的注释。
另外：
UG-45(c) ：接管剪切许用应力 = 接管抗拉许用应力的70%
UW-15(c) ：焊缝的许用应力是容器材料许用应力的百分之几：
坡口焊缝抗拉许用应力 = 74%
课程概况

ASME锅炉压力容器规范的组成

第VIII-1卷的构成及其运用

如何查阅规范条款
ASME锅炉压力容器规范的组成
2001ASME锅炉压力容器规范
SECTIONS
I 动力锅炉
II 材料技术条件
Part A
- 钢铁材料
Part B
- 有色金属材料
Part C
- 焊丝、焊条及填充金属
Part D
UG-4(b)还提到，未能按UG-93识别的材料，其许用应力不能超过Subsection C允 许的类似材料的许用应力的80%。换句话说，在进行载荷计算时，你只能使用该材料许用 应力值的80%。 UG-4(d)
如果材料既没有列入VIII-1卷，又不符合UG-10或15，要使用此种材料可按附录B 向ASME提交申请。ASME通常要求，此种申请是针对已向ASTM提交过申请的材料。按照附 录B，在一般情况下，可能会出版一份规范案例，允许采用这种材料。
Part UCI 铸铁容器
Part UCL 复合层材料容器
Part UCD 球墨铸铁容器
Part UHT 热处理材料容器
Part ULW 多层容器
Part ULT 低温材料容器
材料表 附录 1-31 A-EE

ASME规范第XI卷IWE分卷轻水冷却核电厂MC和CC级金属内衬设备要求

ASME规范第XI卷IWE分卷轻水冷却核电厂MC和CC级金属内衬设备要求

IWE 分卷轻水冷却核电厂MC和CC级金属内衬设备的要求IWE-1000 范围和职责 (236)IWE-1100 范围 (236)IWE-1200 应受检验的设备 (236)IWE-1210 检验要求 (236)IWE-1220 免除检验的设备 (236)IWE-1230 检验的可接近性 (236)IWE-1231 可接近的表面区域 (236)IWE-1232 不可接近的表面区域 (236)IWE-1240 要求扩大检验的表面区域 (237)IWE-1241 检验的表面区域 (237)IWE-1242 检验表面区域的识别 (237)IWE-2000 检验和检查 (238)IWE-2100 概要 (238)IWE-2200 役前检验 (238)IWE-2300 目视检验、人员资格和责任人 (238)IWE-2310 目视检验 (238)IWE-2320 责任人 (239)IWE-2330 人员资格 (239)IWE-2400 检查时间表 (239)IWE-2410 检查计划 (239)IWE-2411 检查计划A (239)IWE-2412 检查计划B (240)IWE-2420 相继检查 (241)IWE-2500 检验和压力试验要求 (241)IWE-2600 受检验的表面条件 (241)IWE-3000 验收标准 (245)IWE-3100 检验结果的评定 (245)IWE-3110 役前检验 (245)IWE-3111 概要 (245)IWE-3112 验收 (245)IWE-3114 修理/更换和重复检验 (245)IWE-3120 在役检验 (245)IWE-3121 概要 (245)IWE-3122 验收 (245)IWE-3122.1 通过检验进行的验收 (245)IWE-3122.2 通过修理/更换进行的验收 (245)IWE-3122.3 通过工程评定进行的验收 (246)IWE-3124 修理/更换和复验 (246)IWE-3130 在役目视检验 (246)IWE-3200 补充检验 (246)IWE-3400 标准 (246)IWE-3410 验收标准 (246)IWE-3430 可接受性 (246)IWE-3500 验收标准 (247)IWE-3510 检验类别E-A（安全壳表面）的标准 (247)IWE-3510.1 目视检验-概要 (247)IWE-3510.2 涂层或无涂层区的目视检验 (247)IWE-3510.3 承压螺栓的目视检验 (247)IWE-3510.4 防潮屏障的目视检验 (247)IWE-3511 检验类别E-C（要求扩充检验的安全壳表面）的标准 (247)IWE-3511.1 概要 (247)IWE-3511.2 带涂层和不带涂层区域的目视检验 (247)IWE-3511.3 超声检验 (247)IWE-4000 修理程序 (248)IWE-4100 范围 (248)IWE-5000 系统压力试验 (249)IWE-5200 系统试验要求 (249)IWE-5210 概要 (249)IWE-5220 修理/更换后的试验 (249)IWE-5221 泄漏试验 (249)IWE-5222 泄漏试验的推迟 (249)IWE-5240 目视检验 (249)IWE-5250 纠正措施 (249)IWE-7000 更换件 (250)IWE-7100 总的要求 (250)IWE-1000范围和职责IWE-1100 范围本分卷为轻水堆核电厂MC级承压设备及其整体附件，以及CC级承压设备的金属壳体和贯穿内衬及其整体附件的在役检查要求。

ASME IX

ASME IX

UW-28焊接工艺评定 UW-28给出了对焊接工艺进行评定的要求： Ÿ 使用的焊接工艺必须有记录，也就是说必须有书面的焊接 工艺。 Ÿ 当焊接受压/受力件、用手工或半自动焊方法焊接非受压/非 受力件时，使用的焊接工艺应按Section IX进行评定。 Ÿ 当用机械焊方法焊接非受压/非承力件时，使用的焊接工艺 可不按Section IX进行评定。 UW-29焊工技能评定 焊接受压或受力件与受压件焊缝的焊工和焊接操作工，必须 按Section IX进行技能评定。可以采用首次焊接的产品焊缝来 进行技能评定，但必须仔细阅读觃范，以确定是否有例外或 限制。销钉焊必须在每个班开始时对焊工进行技能评定，但 当采用自动焊方法焊接非受压或非受力件时，可不必进行技 能评定试验。Section IX中的其它要求必须满足。
药皮类型
根据焊条药皮的性质不同，焊条可以分为酸性焊条和碱性焊条两 大类。
定义：
酸性焊条：药皮中含有多量酸性氧化物（TiO2、SiO2 等）的焊条。 碱性焊条：药皮中含有多量碱性氧化物（CaO、Na2O等）的焊条。
碳钢药皮焊条（AWS A5.1/ASME SFA5.1）
E7018-X E 70 1 8 X 焊接位置 1 2 4 平焊，横焊，立向上焊，仰焊 平焊，横焊 平焊，横焊，立向下焊，仰焊 焊条表示符号 焊缝金属的抗拉强度等级，度量衡单位：psi 焊接位置 药皮成分，熔透性，电流极性 补充要求
适用范围
ASME锅炉及压力容器觃范第IX卷适用于ASME锅炉与压 力容器觃范第I、III、IV、VIII卷及ASME B31.1和ASME B31.3等建造觃范 （海默使用ASME B31.3及ASME锅炉及压力容器觃范第 VIII卷第一部分） 特定的建造觃则适用于特定的建造方法，可能对第IX卷的 觃则要补加或删减某些焊接要求。

ASME IX 学习祥解

ASME IX 学习祥解
ASME第IX卷焊接知识
2014年7月
ASME The Members成员
Manufacturers/Certificates Holders
制造厂
Jurisdictions/Regulatory Agencies行政机构
ASME
Owner/Users 用户Jurisdictions行政机构
Hale Waihona Puke AIAs 授权检验机构的认可标准； 3. 制定并维持一个统一的锅炉与压力容器检查规范NBIC(NB-23)： 4. 统一执行代理检查的设备制造注册制度； 5. 统一对NB认可检查员进行资格认可和考核； 6. 编辑和分发重要信息给NB成员、NB认可检查员及有关学会、制造厂、监管
机构、业主或用户等； 7. 促进和推行安全阀或压力容器附件的检测手段和结果。
制造检查机构被NB接受从事承压设备制造检查之前，应先取得ASME的认可检查机构 (Authorized Inspection Agency，简称AIA)证书，符合ASME的QAI-1的要求。
ASME的历史development
• 1911: ASME establishes a committee for the purpose of formulating standard rules for the construction of power boilers and other pressure vessels.
Hierarchy of Standard 标准的层次结构
1. Law and Regulation at Location of Installation 安装地的法律和规定(仅当安装地的法律和规定认可ASME规 范，ASME规范才适用，美国50个州，亚拉巴马州、爱达荷州、 新墨西哥州、南卡罗来纳州、怀俄明州不认可ASME规范,美国 以及加拿大各州认可ASME规范的程度详见NB-370) 2. ASME Boiler and Pressure Vessel Code Group 1: • Construction Codes建造规范(仅适用于新建锅炉和压力容器） Group 2: • Reference Codes参考规范(仅当被建造规范引用时才适用) Group 3: • In-Service Codes 3. National Board Inspection Code(NBIC): NB-23(在役锅炉和压力容器的修理和改造)

asme压力容器国际标准

asme压力容器国际标准

坡口焊缝抗拉许用应力 = 74%
坡口焊缝抗剪
许用应力 = 60%
角焊缝抗剪许用应力 = 49%
用于按UG-41的补强强度计算。
Subsection A 一般要求
Subsection A中有关材料的基本条款为：
UG-4 一般要求
UG-5 板材
UG-6 锻件
UG-7 铸件
UG-8 管道和管子
UG-9 焊接材料
Subsection C 针对特殊材料的要求
材料表 – 给出VIII-1卷允许使用的材料（UCS-23、UHS-23、UNF-23等）
强制性附录
Section II材料的详细要求
Part A
- 钢铁材料
Part B
- 有色金属
Part C
- 焊材
Part D
- 材料性能
有关规范案例
金属学基础
金属通常划分为钢铁材料（铁>50%）和有色金属。含有一种以上元素的金属为合金。
课程概况
➢ 允许使用的材料和选用 ➢ Section II材料技术条件 ➢ 焊材 ➢ 冲击试验要求 ➢ 材料的返修 ➢ 材料的检验和标记
允许使用的材料和选用
在为VIII-1卷压力容器选用材料时，应查阅以下不同的资料：
Subsection A 材料的一般要求
I
Subsection B 制造方法和特殊工况影响材料的选择
焊后热处理 加热到A1以上的温度，目的是降低制造和焊接应力，降低热影响区的硬度
淬火 钢加热后的冷却速度对提高钢的硬度和强度非常重要，如SA-517这样的钢种，其
强度主要靠淬火获得。
回火
淬火后的钢非常脆，为增加韧性，将其加热到A1以下，然后冷却以

ASME规范第XI卷IWD分卷轻水冷却核电厂三级设备要求

ASME规范第XI卷IWD分卷轻水冷却核电厂三级设备要求

IWD 分卷轻水冷却核电厂三级设备的要求IWD-1000 范围和职责 (224)IWD-1000范围 (224)IWD-1200应受检验的设备 (224)IWD-1210检验要求 (224)IWD-1220免受检验的设备 (224)IWD-2000 检验和检查 (225)IWD-2200役前检验 (225)IWD-2400检验时间表 (225)IWD-2410检查计划 (225)IWD-2411检查计划A (225)IWD-2412检查计划B (225)IWD-2420相继检验 (226)IWD-2430附加检验 (226)IWD-2500检验和压力试验的要求 (226)IWD-3000 验收标准 (231)IWD-5000 系统压力试验 (232)IWD-5200系统试验要求 (232)IWD-5210试验 (232)IWD-5220压力 (232)IWD-5221系统泄漏试验 (232)IWD-5222系统水压试验 (232)IWD-5230温度 (233)IWD-5240边界 (233)范围和职责IWD-1000范围本分卷为轻水冷却核电厂三级承压设备及其焊接附件的在役检查规定了要求。

IWD-1200应受检验的设备IWD-1210检验要求本分卷的检验要求应适用于支持下列功能的3级承压设备及其焊接附件。

(a)停闭反应堆；(b)应急堆芯冷却；(c)安全壳排热；(d)安全壳内大气净化；(e)带出反应堆余热；(f)从乏燃料贮存池排出余热。

IWD-1220免受检验的设备下列设备或设备的部分免作IWD-2500要求的VT-1目视检验：(a)对于除压水堆电厂辅助给水系统之外的那些系统：(1)NPS4（DN100）和更小的管路系统。

(2)在NPS4（DN100）和更小的管路系统上①的容器、泵、阀和连接件。

(b)对于压水堆电厂内辅助给水系统：(1)NPS1（DN25）和更小的管路系统；(2)在NPS1（DN25）和更小的管路系统上的容器、泵、阀和连接件。

ASME第IX卷-2013版 学习


• Section XII – Transport Tanks
Reference Codes参考规范
• Section ห้องสมุดไป่ตู้I – Materials • Section V - Nondestructive Examination • Section IX - Welding & Brazing Qualification
Hierarchy of Standard 标准的层次结构
1. Law and Regulation at Location of Installation 安装地的法律和规定(仅当安装地的法律和规定认可ASME规 范，ASME规范才适用，美国50个州，亚拉巴马州、爱达荷州、 新墨西哥州、南卡罗来纳州、怀俄明州不认可ASME规范,美国 以及加拿大各州认可ASME规范的程度详见NB-370) 2. ASME Boiler and Pressure Vessel Code Group 1: • Construction Codes建造规范(仅适用于新建锅炉和压力容器） Group 2: • Reference Codes参考规范(仅当被建造规范引用时才适用) Group 3: • In-Service Codes 3. National Board Inspection Code(NBIC): NB-23(在役锅炉和压力容器的修理和改造)
Construction Codes建造规范
• Section I – Power Boilers • Section III – Divs. 1 & 2 – Nuclear Components • Section IV – Heating Boilers • Section VIII, Divs. 1, 2 & 3 - Pressure Vessels • Section X – Fiberglass Reinforced Plastic Pressure Vessels

ASME规范第XI卷IWA分卷通用要求

目录第1册轻水冷却核电厂设备的检查和试验规则IWA分卷通用要求 2 IWB分卷轻水冷却核电厂一级设备的要求99 IWC分卷轻水冷却核电厂二级设备的要求183 IWD分卷轻水冷却核电厂三级设备的要求223 IWE分卷轻水冷却核电厂MC和CC级金属内衬设备的要求234 IWF分卷轻水冷却核电厂一、二、三和MC级设备支承件的要求251 IWL分卷轻水冷却核电厂CC级混凝土设备的要求264规定性附录Ⅰ超声检验288 规定性附录Ⅱ业主在役检查报告296 规定性附录Ⅲ壁厚不大于2"（51mm）容器的超声检验304 规定性附录Ⅳ涡流检验318 规定性附录Ⅴ向锅炉和压力容器委员会提交技术询问333 规定性附录Ⅵ目视检验人员的资格336 规定性附录Ⅶ超声无损检验人员的资格346 规定性附录Ⅷ超声检验系统的性能验证360 规定性附录Ⅸ2、3级管道压力边界的机械夹具390非规定性附录A 缺陷分析405 非规定性附录B 格式428 非规定性附录C 奥氏体管道缺陷评定431 非规定性附录D 要求检验的1级和2级管道焊缝的条件445 非规定性附录E 未曾预计的运行事件评定449 非规定性附录G 防止失效的断裂韧性准则452 非规定性附录H 铁素体管道的缺陷评定463 非规定性附录J 电厂维护和Ⅺ卷修理/更换的导则494 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500 非规定性附录L 运行电厂的疲劳评定516 非规定性附录M 数学模型应用于承压部件的超声检验523IWA 分卷通用要求IWA-1000 范围和职责 (8)IWA-1100范围 (8)IWA-1200权限 (8)IWA-1300应用 (8)IWA-1310 应受检查和试验的设备 (8)IWA-1320 分级 (8)IWA-1400 业主的职责 (9)IWA-1500 可达性 (9)IWA-1600 参考标准和规范 (10)IWA-2000 检验和检查 (11)IWA-2100 概要 (11)IWA-2110 检查师的责任 (11)IWA-2120 授权的检查机构、检查师和监督师的资格 (12)IWA-2130 检查师的可达性 (12)IWA-2200 检验方法 (12)IWA-2210 目视检验 (12)IWA-2211 VT-1检验 (13)IWA-2212 VT-2检验 (13)IWA-2213 VT-3检验 (13)IWA-2215 复制检验 (13)IWA-2216 遥控目视检验 (13)IWA-2220 表面检验 (13)IWA-2221 磁粉检验 (14)IWA-2222 液体渗透检验 (14)IWA-2223 涡流检验 (14)IWA-2224 超声检验 (14)IWA-2230 体积检验 (14)IWA-2231 射线检验 (14)IWA-2232超声检验 (14)IWA-2233涡流检验 (14)IWA-2240其它的检验 (14)IWA-2300无损检验人员的考核 (14)IWA-2310概要 (14)IWA-2311书面试卷 (15)IWA-2312列入ANSI/ASNT CP-189的无损检验方法 (15)IWA-2313不列入ANSI/ASNT CP-189的无损检验方法 (15)IWA-2314颁发合格证书和重新颁发合格证书 (15)IWA-2315蒸汽发生器管涡流检验人员的要求 (15)IWA-2316VT-2目视检验人员的替代考核 (15)IWA-2317VT-3目视检验人员的替代考核 (16)IWA-2320考核检验 (16)IWA-2321目视测验 (16)IWA-2322近距离测试图考核 (16)IWA-2323III级人员 (17)IWA-2330I级人员的责职 (17)IWA-2340III级培训 (17)IWA-2350限定证书 (18)IWA-2360I级和II级培训和经历 (18)IWA-2370III级经历 (18)IWA-2380无损检验的讲师 (18)IWA-2400检查计划 (18)IWA-2410规范版本和附件的应用 (18)IWA-2420检查计划和进度 (18)IWA-2430检查间隔 (19)IWA-2431检查计划A (19)IWA-2432检查计划B (20)IWA-2440规范案例的应用 (20)IWA-2441第XI卷规范案例 (20)IWA-2442废止的第XI卷规范案例 (20)IWA-2500检验的范围 (20)IWA-2600焊缝的参考系统 (20)IWA-2610概要 (20)IWA-2620管道 (21)IWA-2630容器 (21)IWA-2640其它设备 (21)IWA-2641设备参考点的配置 (21)IWA-3000 检验评定标准 (22)IWA-3100评定 (22)IWA-3200有限数值的有效数字 (22)IWA-3300缺陷特征的标注 (22)IWA-3310表面平面缺陷 (23)IWA-3320深埋平面缺陷 (23)IWA-3330复合平面缺陷 (23)IWA-3350平行的平面缺陷 (24)IWA-3360层状缺陷 (24)IWA-3370射线检验 (24)IWA-3380不成行排列的复合共面缺陷 (24)IWA-3390成行排列且相互分离的复合缺陷 (24)IWA-3400表面或体积检验探测出的线状缺陷 (25)IWA-4000 修理/更换活动 (35)IWA-4100通用要求 (35)IWA-4110范围 (35)IWA-4120适用性 (35)IWA-4130另一种要求 (36)IWA-4131小物项 (36)IWA-4132由备件替换的物项 (37)IWA-4133用作管道压力边界的机械夹紧装置 (37)IWA-4140职责 (37)IWA-4141业主职责 (37)IWA-4142修理/更换机构的质保大纲 (37)IWA-4143印记 (37)IWA-4150修理/更换大纲和计划 (38)IWA-4160验证可接受性 (38)IWA-4170检查 (39)IWA-4180文件 (39)IWA-4200修理/更换活动的物项 (39)IWA-4210通用要求 (39)IWA-4220规范适用性 (39)IWA-4221建造规范和业主要求 (39)IWA-4222规范和业主要求的一致性 (40)IWA-4223设备的一致性 (40)IWA-4224材料的一致性 (40)IWA-4225零件、附件和管件的一致性 (41)IWA-4226设计要求的一致性 (41)IWA-42301、2和3级螺纹嵌入件 (41)IWA-4300设计 (42)IWA-4310通用要求 (42)IWA-4311材料、设计或布置变更 (42)IWA-4320管道 (42)IWA-43211级机械接头 (42)IWA-4330复验 (42)IWA-4332缺陷评定 (43)IWA-4333检验 (43)IWA-4334压力试验要求 (43)IWA-4340通过修理使缺陷缓解 (43)IWA-4400焊接、钎焊、金属去除和安装 (43)IWA-4410通用要求 (43)IWA-4411焊接、钎焊和安装 (44)IWA-4412缺陷去除 (44)IWA-4413用热加工方法去除金属 (44)IWA-4420缺陷去除要求 (44)IWA-4421通用要求 (44)IWA-4422缺陷评定和检验 (44)IWA-4440焊接和焊工评定（包括焊机操作工） (45)IWA-4460金属去除工艺 (46)IWA-4461 热去除工艺 (46)IWA-4462机加工缺陷去除工艺 (47)IWA-4500检验和试验 (48)IWA-4510通用要求 (48)IWA-4520检验 (48)IWA-4530役前检查和试验 (48)IWA-45401级、2级和3级物项的压力试验 (48)IWA-4550MC级和CC级容器的金属部位 (49)IWA-4600另一种焊接方法 (49)IWA-4610回火堆焊道的通用要求 (49)IWA-4611缺陷去除 (50)IWA-4620类似材料的回火焊道 (50)IWA-4621 通用要求 (50)IWA-4622焊接工艺评定 (50)IWA-4623焊接工艺 (53)IWA-4624检验 (53)IWA-4630异种材料的回火层焊道 (56)IWA-4631通用要求 (56)IWA-4632焊接工艺评定 (56)IWA-4633焊接工艺 (56)IWA-4634检验 (59)IWA-4640堆焊层 (59)IWA-4641通用要求 (59)IWA-4642焊接工艺评定 (59)IWA-4643焊接工艺 (59)IWA-4650 对MC级和CC级金属焊缝的堆焊-回火堆焊焊道 (62)IWA-4651 通用要求 (62)IWA-4652 焊接工艺评定 (62)IWA-4653 焊接技术 (66)IWA-4654 检验 (66)IWA-4655 焊接技术 (66)IWA-4660 水下焊接 (69)IWA-4661 范围和通用要求 (69)IWA-4662 干式水下焊接的附加变素 (69)IWA-4663 湿式水下焊接的附加变素 (70)IWA-4664 填充金属的评定 (72)IWA-4665 另一种焊接工艺评定要求 (72)IWA-4666 检验 (73)IWA-4700 热交换器传热管 (73)IWA-4710 堵管 (73)IWA-4711 爆炸焊 (73)IWA-4712 熔化焊 (76)IWA-4713 热交换器传热管用胀管进行堵管 (79)IWA-4720套管 (81)IWA-4721通用要求 (81)IWA-4722爆炸焊 (82)IWA-4723熔化焊 (84)IWA-4724钎焊 (85)IWA-4725胀管 (85)IWA-5000 系统压力试验 (87)IWA-5100概要 (87)IWA-5110定期系统压力试验 (87)IWA-5120与修改/更换有关的系统压力试验 (87)IWA-5200系统试验要求 (87)IWA-5210 试验 (87)IWA-5211试验描述 (87)IWA-5212压力和温度 (87)IWA-5213试验条件的保持时间 (88)IWA-5214役前试验 (88)IWA-5220试验压力的边界 (89)IWA-5221系统泄漏试验边界 (89)IWA-5222系统水压试验边界 (89)IWA-5240目视检验 (89)IWA-5241带和不带保温层的设备 (89)IWA-5242带绝热层的设备 (89)IWA-5243有泄漏收集系统的设备 (90)IWA-5244埋置的设备 (90)IWA-5245高温试验 (90)IWA-5250纠正措施 (90)IWA-5260系统水压试验用的仪表 (90)IWA-5261类型 (90)IWA-5262精度 (91)IWA-5263校准 (91)IWA-5264量程 (91)IWA-5265位置 (91)IWA-5300试验记录 (91)IWA-6000 记录和报告 (92)IWA-6100范围 (92)IWA-6200要求 (92)IWA-6210业主的职责 (92)IWA-6220按格式NIS-1要求准备的检验摘要 (92)IWA-6230总结报告的准备 (92)IWA-6240总结报告的提交 (93)IWA-6300保存 (93)IWA-6310记录的保存 (93)IWA-6320复制和缩微 (93)IWA-6330建造记录 (93)IWA-6340在役检查记录和报告 (93)IWA-9000 术语汇编 (95)IWA-1000范围和职责IWA-1100范围本篇为轻水冷却核电厂在役检查和在役试验规定了要求。

ASME第XI卷

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。

ASME 第IX卷焊接篇内容介绍

☞建造卷：I, III, IV, VIII, X, XII ☞参考卷：II, V, IX ☞在役检验卷：XI ☞操作维护卷：VI， VII
ASME Section IX
ASME 第IX卷是关于焊工、焊机操作工、钎接工、钎机操作工 的评定，以及按照ASME锅炉及压力容器规范和ASME B31压力管 道规范所采用的焊接或钎接工艺评定及操作工的技能评定。
• ASME的焊工考试必须由制造商进行！
ASME Section IX
第IV章 焊接资料
➢ QW-400 变素 ➢ QW-420 材料的分组 ➢ QW-430 F-No. ➢ QW-440 焊缝金属化学成分 ➢ QW-450 试样 ➢ QW-460 插图
应先查阅第I章、第II章或第III章的要求，再引用到第IV章 的相关内容！
P- No.5A+ P- No.5A P- No. 5A + P- No.4、3 或1 相同的两个未被指定P- No.的母材相焊 一个未被指定P- No.的母材+另一个有P- No.的 母材 一个未被指定P- No.的母材+P- No.15E 两个不同的未被指定P- No.的母材相焊
评定的母材范围 相同的P- No 内的母材 P- No.15E 或5B+另一个P- No.15E或5B 与评定试件相同的两种P- No..组成的接头 P- No.15E 或5B+另一个P- No P- No.3+ P- No.3 或1 P- No4+ P- No.4、3 或1 P- No. 5A + P- No . 5A 、4、3 或1 P- No. 5A + P- No 4、3 或1 与评定相同的母材 与评定相同的未被指定P- No.母材+与评定相同的P- No. 的母材 与评定相同的未被指定P- No.母材+P- No.15E 或5B 与评定相同的两个母材
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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。

该文汇编在英国锅炉与压力容器委员会名誉主席R.W.Nichols主编的《压力容器技术进展第5卷(规范和标准)》论文集中。

一组则在ANSI主持下，代表用户和制造厂的意见。

先由两个工作组各自起草一份规程，6个月以后，又共同将两份规程合并成一份。

结果发现，尽管是分头起草的，然而这两份草案的基本点却惊人地相似。

首先，他们都强调了电厂中重要部件的检查和系统的检查，并从安全的角度出发，强调了检查的重要性及失效时可能产生的后果。

其次，每组都选定了10年为一个检查周期，在这一周期中要完成所有项目的检测，而且以后每隔10年重复检查一遍。

第3，他们所采用的设计准则相同，即失效是因随机的原因，在随机的部位、随机的时间发生的。

这种随机失效准则是在总结矿物燃料发电厂的失效情况后得出的。

由于反应堆压力容器的安全性非常重要，以致每隔一段时间就要进行一次全面检查，因此，随机失效准则对上述两组提出的反应堆核压力容器检查计划没什么意义。

但对其它采用抽样检查的核部件和系统，该准则就具有深刻的影响。

为了有效地进行随机失效的检测和检查，应尽可能在任意的时间，对任意挑选的部位进行检查。

在联合工作组最初出版的草案中，就提出了这种随机方法。

第4，双方都承认目前尚无一种检测部件或技术可以满足他们所规定的容器检测要求，但允许用一段时间来开发包括遥控装置在内的检测技术。

此外，双方都同意在使用前要对容器进行检测，以取得其在开始使用时的有关资料，并在使用过程中继续对容器进行检测。

最后，这两个工作组(现在已联合成一个委员会)还考虑了这样一种情况：万一检测结果表明：部件在运行前测得的原始数据发生了变化，这时怎么处理？是否需要制定一个专门规定？经过讨论，他们决定不提供指导性文件和规定，而由用户和NRC的工作人员来处理。

但后来，在碰到实际问题时，委员会才认识到这种处理方式反而给用户和管理机构的工作人员带来了麻烦。

2.2 初次遇到的问题在执行规范过程中最先遇到的问题是在对一台即将安装于在建电厂中的核反应堆压力容器进行使用前检测时发生的。

按照规范要求，对这台核压力容器的焊缝进行了射线照相检测，检验结果为合格。

运到现场后，又采用超声技术进行使用前检测，结果发现缺陷的尺寸有问题，而且会影响容器的安全与寿命。

为此，把用户、规范管理委员会的工作人员、生产商的代表和许多顾问召集到一起，商讨解决办法。

但是，他们对此都毫无办法，因为他们对超声波显示所表示的缺陷实际尺寸、所在部位以及缺陷对容器使用寿命的影响几乎一无所知。

因此，唯一的解决办法就只能是拆下容器进行返修。

通过这件事，部件的业主、规范委员会和管理工作人员都认识到：应该制定一项在役检查规程。

这样，如果以后再次出现类似情况时(几乎可以肯定，这种情况还会发生)，就可以采用规程要求的超声检测技术对容器中的缺陷进行分析，并提出竣工容器的返修规则。

为此，规范委员会同意制订了下述规定：(1) 超声检测规程。

它可以更精确地确定缺陷的尺寸，以及缺陷沿壁厚方向的尺寸、位置等。

(2) 考虑到缺陷扩展是时间、应力和介质的函数，商定制订一套以断裂力学应用为基础的验收标准。

(3) 根据对假定设计工况以及必须考虑的部件运行工况的了解，制订一项用断裂力学进行分析的验收方法。

(4) 经鉴定容器的缺陷超过规范规定时，要制订一项修理和更换的规程。

1973年第XI卷修订版包括上述四方面的内容：超声检测规程、验收标准、断裂力学分析以及修理或更换规则。

应该指出，第XI卷新补充的这些内容都只是针对反应堆压力容器的，因为规范第XI卷就是为了保证核反应堆压力容器的完整性才制订的。

3. 确保核反应堆压力容器的完整性为了与1946年制订的原子能法(这是美国国会制定的法律，它为原子能的发展与应用打开了大门)在概念和规定上保持一致，在规范中把核反应堆压力容器规定为核电站中的唯一重要部件。

由定义可知，核反应堆压力容器一旦失效，将会导致灾难性事件。

换句话说，这种事故是不允许发生的。

因此，就要求核反应堆压力容器在所有各方面都应是最完好的：即采用分析设计，使用最好的材料，最佳的制作、检测、检查技术以及试验技术。

而且，在反应堆压力容器的整个使用寿命期间还要继续进行最完善的检测、检查和试验。

从那时起，对核反应堆压力容器的完整性及如何继续保持其完整性，一直在进行大量的研究工作。

但即使如此，从真正的科学态度出发，还应当认识到：在全世界即将投入运行的上千台反应堆压力容器中，难免会在其某些部分发生概率极小的失效。

但可以预计，这种失效不会是灾难性或破坏性的，而且其概率也会低到可以接受的程度。

3.1 核反应堆压力容器的检测在组织在役检查委员会制订核电厂在役检查规程的同时，研究部门也制订了一些研究计划，以便确定无损检测规范在材料、制造和最终产品——核反应堆压力容器上应用的有效程度，以及材料本身的均匀性、断裂力学的应用等。

这些计划的执行结果对在役检查委员会的工作有着重要的影响。

因为这是由压力容器研究委员会(PVRC)共同协作的计划，在他们公布的结果中综合了所测定的材料性能、断裂力学分析和缺陷尺寸及位置间的关系，这样就可按照在役检查规程来确定缺陷的危害性，即可以确定在容器使用寿命期内任何缺陷在任意时间对容器寿命的影响。

显然，当公布这项研究计划的成果时，这项包括确定缺陷尺寸、缺陷沿壁厚方向的尺寸、位置及取向等的容器检测技术也同时受到了人们的极大关注。

鉴于用超声技术对有人工缺陷的反应堆压力容器试件进行检测时，结果有差异，为解决这个问题，又增加了一项补充研究计划。

根据在役检查委员会的要求，在容器的使用寿命期间内，把所有可能的检测方法都用于压力容器，如整体检测(特别强调超声检测)、表面检测和定期水压试验。

然后，由各方面的超声检验人员和顾问们提出检验报告；由于检测结果差别很大，从而使随后根据检测结果所作的分析报告的差别也很大。

委员会认识到：为了保证检测结果的精确性与一致性，必须对检测结果进行验证。

为此，又制定了一些补充研究计划。

参加这些补充研究计划的有由经济合作与发展组织(OECD)和欧洲共同体委员会(CEC)联合组织的、很多国家参加的钢板检查指导委员会(PISI)。

3.2 压力容器研究委员会焊接研究协会的压力容器研究委员会进行对反应堆压力容器完整性的评定研究，该委员会是这项研究课题的主要组织者之一。

该课题包括对计划的直接管理或检查与协调，目的是要用该项研究成果来评定线弹性断裂力学(LEFM)在反应堆压力容器上应用的可能性，无损检测技术在核压力容器用材及竣工部件上应用的可能性以及在使用寿命期内对反应堆压力容器继续进行无损检测的可行方法。

由于PVRC已经公布了这些研究结果，从而使管理机构、核电厂业主及在役检查委员会确信超声检测技术在反应堆压力容器上的应用是可行的。

这样，如果再遇到前面所述的情况，即对运到现场的压力容器，若检测结果有显著的差别，就可以根据超声检测所得的结果用断裂力学方法进行方法，以确定反应堆压力容器的安全性和可使用性。

3.3 线弹性断裂力学和超声检测如果同时采用线弹性断裂力学和超声检测，就可确定压力容器是否安全或能否使用。

线弹性断裂力学根据材料性能、应力、温度、应力循环次数以及缺陷沿壁方向的尺寸、缺陷的长度及其在结构中的位置和取向等资料即可计算出容器是否安全，及其在承受多少次应力循环后仍然是安全的。

然而，采用无损检测方法或规范，除了要求可靠地检测出缺陷之外，还对超声检测结果的报告提出了新的要求，即在报告中还需说明缺陷长度、高度及其沿厚度方向的尺寸与取向。

进行首次分析时，必须用超声检测技术来测得容器中缺陷的全部特性资料，这里强调的是容器，而且是壁厚超过4 in.(102mm)的铁素体钢制容器。

3.4 强制性附录I1973年超声检测要求作为规范XI卷的附录出版。

这是PVRC为确定超声技术用于检测厚截面反应堆压力容器用钢而进行的大规模研究取得的成果。

规范增加的附录中有很多限制条件，要求从多方面校准仪器，而且对探头频率及角度也都作了规定。

在第一稿中，由于对超声探伤仪的要求非常高，市场上几乎没有符合要求的超声探伤仪，甚至在工厂开工运行后，还买不到这类仪器。

后来，由于大大放宽了对这些仪器的技术要求，在工厂开工运行后，才有1/5的超声探伤仪能够准许使用。

在该附录的所有要求中，最重要的是记录有关缺陷长度、沿壁厚方向的高度、位置及取向等数据资料。

3.5 PISC—I和PISC—II为了对第XI卷附录I中规定性超声检测规范的可能性进行一些测定，以补充在美国进行的这项PVRC计划，研究者将PVRC的反应堆压力容器的两块焊缝试样送往欧洲进行试验。