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RCC-M标准在核级泵设计中的应用【摘要】本文探讨了RCC-M标准在核级泵设计中的应用。
首先介绍了RCC-M标准的概述，详细解析了在核级泵设计中的具体要求，并分析了其优势与挑战。
随后列举了一些RCC-M标准在核级泵设计中的应用案例，探讨了未来的发展趋势。
结论部分强调了RCC-M标准在核级泵设计中的重要性，并展望了未来的发展前景。
通过本文的研究，读者可以更深入地了解RCC-M标准在核级泵设计中的作用，以及其对泵行业的重要性和发展前景。
【关键词】RCC-M标准、核级泵设计、应用、概述、具体要求、优势、挑战、应用案例、未来发展趋势、重要性、发展前景、结语1. 引言1.1 RCC-M标准在核级泵设计中的应用核级泵是核电站中非常重要的设备，其设计和制造需要严格遵守相关标准以确保安全性和可靠性。
RCC-M标准是法国核电工程公司AREVA公司研发的一套规范，旨在指导核电站设备的设计、制造和验收，并已广泛应用于核能领域。
在核级泵设计中，RCC-M标准起着至关重要的作用。
RCC-M标准详细规定了核级泵在设计、材料选用、制造和检验等方面的具体要求，确保了泵的性能和安全符合核电站的要求和标准。
RCC-M标准还规定了核级泵设计中必须满足的严格要求，包括泵的结构设计、材料特性、工艺规范等，从而保证了泵在长期运行中的可靠性和稳定性。
在面对应用RCC-M标准的挑战时，设计者需要充分了解标准的内容和要求，确保在泵的设计和制造过程中不出现任何差错。
应用RCC-M 标准也需要与国际标准和规范进行对接，以确保泵在不同国家和地区的适用性和通用性。
RCC-M标准在核级泵设计中的应用为核电站提供了重要的保障，为核级泵的性能和安全性提供了可靠的基础。
随着核电技术的不断发展，RCC-M标准在核级泵设计中的应用前景也将会更加广阔。
2. 正文2.1 RCC-M标准的概述RCC-M标准是一种广泛应用于核能领域的材料规范，其全称为Reactor Coolant System Components-Materials and Construction。
ASME与RCC-M对核岛机械设备材料高温拉伸试验相应规定的对比分析姜伟【摘要】从高温拉伸试验设备、试样规格、试验过程和试验结果处理等方面对ASME和RCC-M规范中材料高温拉伸试验部分进行了对比和总结.结果表明:ASME和RCC-M规范采用了完全不同的试样规格,ASME更多考虑试样规格和试验温度对拉伸试验结果的影响,对试样的测量精度要求更高、保温时间更长;两者要求的加载速率范围相近,对试验结果的修约侧重点不同.【期刊名称】《理化检验-物理分册》【年(卷),期】2018(054)011【总页数】4页(P822-825)【关键词】核岛机械设备;高温拉伸试验;ASME;RCC-M;对比分析【作者】姜伟【作者单位】中国核动力研究设计院核电设备集成采购部,成都 610213【正文语种】中文【中图分类】TG115.5高温拉伸试验是在高于室温至规定温度范围内测定金属材料的一项或多项拉伸性能的试验，是获取金属材料力学性能最重要的试验方法之一，通过高温拉伸试验，可以了解材料在高温下的失效情况，是验证材料质量和设备安全可靠性的重要手段。
试验方法、试验设备、试样规格、试验过程等因素对拉伸试验的结果都有一定的影响。
目前国内核电行业广泛采用的法国RCC-M规范和美国ASME规范，对核岛机械设备材料高温拉伸试验有不同的规定，常见的有300，316，350 ℃高温拉伸试验[1-5]。
在监造的过程中，经常发现供应商在试验设备检定、试样规格选定、试验过程、结果判定等方面容易混淆ASME和RCC-M对高温拉伸试验的规定。
为了区分两个规范对材料高温拉伸试验的不同要求，深入理解标准规范，获得准确的试验数据，有效监督高温拉伸试验，笔者对ASME和RCC-M规范中的高温拉伸试验部分进行了对比和总结。
1 核岛机械设备的高温拉伸试验分析目前国内二代加M310型和三代华龙一号ACP1000型核岛机械设备分别采用法国RCC-M 2000版+2002补遗《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》和RCC-M 2007版《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》规范，三代AP1000型核岛机械设备采用美国ASME《锅炉及压力容器规范》1998版及至2000年的补遗规范。
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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。
一、国际核电规范体系简介二、“RCC－M”规则的组成和特点“RCC－M”规则的全套共分五卷十二册：第Ⅰ卷A册总论 B册 1级设备 C、D册 2、3级设备 G、H册堆内构件、设备支承件 Z册技术性附录一、国际核电规范体系简介第Ⅱ卷M册 (第一部分上) M册 (第一部分下) M册 (第二部分上) M册 (第二部分下) 非合金钢合金钢不锈钢特殊合金钢及其它材料第Ⅲ卷第Ⅳ卷第Ⅴ卷MC册检验方法 S册焊接 F册制造一、国际核电规范体系简介IV、其它国外规范、标准体系简介、其它国外规范、一、俄罗斯ПНА□Г规范简介：俄罗斯的“核动力装置的设备、管道的设置及安全运行规范”（ПНА□Г-7-008-89），包括以下12个方面： 1、总则 2、结构 3、材料 4、制造和安装一、国际核电规范体系简介5、水压（气压）试验6、对装在设备和管道上的阀门、监测仪表的要求7、设备和管道金属状态的在役检查总的要求8、登记注册和技术鉴定9、设备和管道运行的一般要求 10、对执行本规范的监督 11、对事故、故障和不幸事件的调查 12、结论一、国际核电规范体系简介二、加拿大的CSA标准：加拿大对核级设备制定有CAN/CSA N285.095，1995“CANDU 核电厂承压系统和部件的通用要求”的标准。
我国核电设备标准现状及今后标准化工作的思考发布时间:2008-10-30 阅读次数:149 信息来源:上海发电设备成套设计研究院1 我国核电设备标准化的现状1.1 我国核电设备设计制造采标情况（1）核岛机械设备：我国核电建设经历不同的发展阶段，采用或参考了多国技术，造成了我国核电厂堆型多样化，因此目前核岛机械设备设计和制造所采用的规范标准是根据不同的核电技术路线而确定。
目前在我国核岛机械设备设计和制造中主要使用的是RCC-M 和ASME BPVC Ⅲ，以及国内的EJ（EJ/T）等系列标准。
（2）核电设备材料核电设备材料所采用的规范标准是根据技术方案而定，由于国情不同和缺乏相应的研究和应用实践，我国的材料标准与国外相应标准中的材料牌号、性能都很难对应。
目前我国核岛机械设备材料的采购，主要使用RCC 系列、ASME 及ASTM 等标准（规范）。
我国已有的核电设备材料（包括焊材等）对应的标准缺口较大，无法满足我国核电设备建造需要。
因此核电设备材料的采购只能采用相应的国外标准。
（3）核电仪控、电气设备：我国在仪控、电气设备方面的标准体系比较完整。
“十一五”期间还将根据IEEE 和RCC-E 制修订若干相应国内标准，以补充和进一步完善仪控、电气设备的标准体系，但数字化控制方面是空白。
目前在核电仪控、电气设备方面除使用国内GB、GB/T、EJ、EJ/T、JB/T 等标准以外，还采用IEEE、IEC 和RCC-E 等系列标准。
（4）常规岛机械设备：我国在火力发电领域经历多年的发展，设计制造技术和标准建设都已经相当成熟，而且常规岛系统设备不涉及核安全分级，因此，在常规岛系统设备的设计、制造、运行、改造等活动中基本采用我国的国家标准、电力、机械等行业标准。
这些标准已能够满足600MW 等级常规岛设备的建造需要。
我国还没有掌握1000MW 等级以上的半转速汽轮发电机组的设计制造技术，也没有相应的国家和行业技术标准。
（5）运行和在建核电站的设备采用标准情况1）广东大亚湾、岭澳、秦山二期、红沿河等核电站主要采用法国RCC 系列标准（规范）；2）秦山一期和恰希玛核电站主要采用或参考了美国ASME 和国内编制的规范标准；3）江苏田湾核电站主要采用俄罗斯的ГОSТ标准；4）引进美国AP1000 第三代核电技术的浙江三门和山东海阳项目将完全采用ASME 等美国核电标准（规范）。
1.2 我国的核电设备标准情况我国在压水堆核电标准建设方面已做了大量的工作，制定了许多相关的核电规范和标准（法规、导则HAF, HAD 和HAF J 共112 篇，国家标准GB,GB/T,GBZ,GBJ 共384 篇，行业标准EJ 和EJ/T 共168 篇），在我国核电工程建设和设备国产化中发挥了重要的作用。
这些设备标准的制修订主要借鉴了相应的国外标准。
其中的核电机械设备标准主要以RCC-M和ASME 系列标准（规范）作蓝本，编制和发布的。
（1）如以RCC-M 为蓝本编制的：GB/T16702-1996《压水堆核电厂核岛机械设备设计规范》；EJ/T1027.1-1996《压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范》；EJ/T1012-1996《压水堆核电厂核岛机械设备制造规范》；EJ/T 1022.1-18-1996《压水堆核电厂阀门》系列标准；EJ/T1039 -1996《核电厂核岛机械设备无损检验规范》；EJ/T1040-1996《核电厂核岛机械设设备材料理化检验方法》等等。
（2）如以ASME 为主要参考编制的：EJ/T1041-1996《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》等等。
1.3 我国核电设备设计制造和采用标准的特点我国核电设备设计和制造采用标准的程序：（1）核电工程采用的规范标准是由业主提供给设计院的设计输入资料，即业主确定工程所采用的规范标准，经国家核安全局审查批准后，作为设计合同内容的一部分要求设计院执行。
（2）核电站设计建造周期较长，而规范标准会修改、升版，因此，核电站采用的规范标准有一定的时间性，通常是业主向国家核安全局提交《初步安全分析报告》时的最新版本。
（3）由于国内尚无完整配套的核电站设计、制造、运行的国家规范和标准，因此除必须遵照国家核安全局，国家技术质量监督局等部门制定的有关核电站安全及环境保护的所有法令、条例和规定外，主要还是参考核电站技术输出国家的标准规范。
目前在核电设备制造中，根据工程项目的技术路线确定采标。
基本上选择采用RCC-M 和ASME系列标准（规范）进行核电设备设计、制造。
1.4 核岛机械设备使用标准情况（1）引进美国AP1000 第三代核电技术的浙江三门和山东海阳项目，核岛机械设备将采用美国ASME 标准（规范）进行建造。
（2）运行的大亚湾、岭澳一期和秦山二期，在建的二代改进型机组，核岛机械设备主要采用法国RCC-M 标准进行建造。
（3）国产化300MW 等级恰希玛一、二期工程项目中，核岛机械设备建造使用标准如下表所示：由此可以看到：引进美国技术和法国技术的核电设备均采用了单一的美国ASME（及ASTM）和法国RCC-M 标准（规范）。
而我国自行设计建造的核电工程项目中，仅核电设备就涉及到许多国外各类的专业标准，我国的国家标准、行业标准，以及设计院内部技术标准等，使用这些标准会产生协调和配套等方面的问题。
核岛机械设备技术条件（材料部分）数量ASME BPVC（锅炉和压力容器规范）II 卷—A 篇钢铁材料21ASME BPVC III 卷 1ASTM 美国材料与试验学会标准 72GB 12EJ/T 4MS（设计院内部标准） 41核岛机械设备技术条件（焊接及焊接材料）ASME BPVC—II C 篇 5ASME BPVC—IXASME BPVC—III 1GB 5EJ 19MS 19核岛机械设备技术条件（无损检测）ASME BPVC—V 1ASME BPVC—XI 1ASME BPVC—IIIEJ/T 7NDT（设计院内部标准） 15核岛机械设备技术条件（加工、制造及验收）ASME BPVC—II、III、V、IX、XI 规范185 等 8GB 18设计院内部技术标准（RV、MS、WS、NDT） 451.5 核电设备标准文件的组成核电设备设计与制造必须具有（或必须满足）用户的要求和核电安全要求。
在技术方面，核电站设备的这些要求通过以下三类文件阐明：（1）技术规格书(TECHNICAL SPECIFICATION)，其中包括：采购规格书、设备规格书、设计规格书等。
（2）专用的核电设备标准（规范），即指美国的ASME-III，法国的RCC-M，以及中国的EJ等。
（3）相关的一般工业标准，即指美国的ASTM、AWS、APS 等，法国的NF(EN)、ISO 等，中国的GB、JB、YB、DL 等。
其中：技术规格书是针对具体设备、部件等而专门编制的，其中规定了设备或部件的功能、安全要求、安全等级、设计制造等级、质量保证等级、明确而具体规定材料、设计、制造、检验与试验，以及交货条件、也许还包括监督和验收的规定；技术规格书基本上是供方和需方之间的接口文件，补充需要的资料或增加特殊要求，并对此增加详细的叙述；一般工业标准是核电设备标准规范的基础和支撑。
以上这三类文件的相互补充和支撑，提供了制造核电设备必须的标准文件，使其能充分完成与整个工程一致的特定任务和适用的技术。
2 我国核电设备采用多国标准存在的问题2.1 核电设备建造和使用标准的突出问题（1）目前核电设备的设计和制造分属在不同的行业部门，核岛设备设计与制作/安装分割，与国际上通行的设备设计制造单一责任制的原则不一致，制造企业没有参与设备设计和相关标准的制定，有些设计要求与实际的工业基础脱节，使材料采购和设备制造变得困难。
如：设计院参照国外标准制订的各种专用技术条件，个别指标和要求都作了提高，而这些要求可能是不合适的，使得制造和采购变得非常困难。
（2）因采用多国技术使我国标准没有形成统一和协调的技术体系。
一些相关标准在形式上和部分技术内容上存在一些冲突。
国内相关核电标准的编制基本上都只是以RCC 和ASME 为蓝本进行翻译和剪裁，缺乏必要的研究和验证、以及国内经验反馈做支持，没有与我国工业和技术体系很好的衔接，从而造成了我国现有核电设备标准不配套、不系统、不完整。
（3）核电设备制造企业普遍认为：采用不同标准系列，对于制造生产带来较大的困难，对于企业的质保体系也提出很高的要求，特别对材料采购、试验、检验与验收影响非常大。
（4）我国现有的核电设备标准技术水平滞后，大多是参照上世纪80 年代初的国外标准，近20 年来国内外核电技术发展的成果未能在标准中及时反映。
设备标准，特别是材料标准、一些重要的设备设计制造标准、核电厂安全运行有关的标准、数字化仪控技术应用相关的标准等缺乏，不能适应核电设备建造和国产化的需要。
（5）由于体制、机制、应用范围等问题，标准重制订轻维护，标准发布后，很难有效得到全面的应用信息反馈，难以发现标准中存在的深层次技术问题，已发现的深层次技术问题很难得到进一步改进。
2.2 美国和法国核电机械设备标准体系结构（1）美国ASME III 为主的标准体系结构：技术规格书(采购规格书、设备规格书、设计规格书等) ＋ ASME-III 核电设备标准＋ ASTM、AWS、APS 等一般工业标准等组成。
（2）法国RCC-M 为主的标准体系结构：技术规格书(采购规格书、设备规格书、设计规格书等) ＋ RCC-M 核电设备标准＋ NF(EN)、ISO 等一般工业标准组成。
2.3 ASME-III 与RCC-M 的认识ASME-III 是民用核设备的通用（最低必须满足的）标准；而RCC-M 是法国引进美国西屋公司的技术后，在政府法规的要求下，针对大型压水堆核电站（3 回路100 万千瓦和4 回路的130~150 万千瓦）标准化的设备，以美国ASME 标准为基础，将法国核电站建设初期的3000 个技术规格书纳入的技术文件。
因此其内容比ASME-III 丰富和完整。
由于RCC-M 是专门针对大型压水堆核电站，因此其内容比民用核设备通用标准的ASME-III 更专业和具体。
但不能认为法国的核电设备产品质量要求就比美国的高。
因为ASME 中总体要求和原则性内容较多，因此相应的技术规格书更具体和详细，而RCC 本身已足够具体和详细，所以技术规格书只是注明参考引用RCC 某某条款等，即属于RCC-M 设备的技术规格书比其他设备的技术规格书简短。
如果不考虑技术规格书的要求，把ASME-III 与RCC-M 直接比较，将会导致错误的结论。
如果美国和法国核电设备标准体系中上述三类文件的总体要求加起来是几乎相同的，那么产品的质量要求也就应该相同。
