核电设备设计制造规范标准

【核电•规范标准】RCC-M规范（核电设备）简介2016-08-25NPRV核能研究展望NPRV【导言】RCC-M是目前国内已经服役的二代及二代改进型核电机组（M310机组及其改进型号）的设计建造过程中主要采用的标准规范。

小编对RCC-M的篇章构成进行了简单地整理和介绍，以便各位NPRV的读者能对RCC-M有基本的了解。

文章来源︱网络整理1RCC-M第Ⅰ卷A篇+Z篇第Ⅰ卷A篇“总论”--汇集了应用RCC-M的通用要求；介绍了RCC-M文集结构、范围和应用；对不符合项的管理作出了规定；对采购、制造、焊接、检验等文件提出了要求，确定了设备等级和分级原则；并说明了质量保证的范围和一般要求。

Z篇为技术性附录，包括了各种结构的强度计算方法及一些实用的材料特性参数表格，大部分材料的力学性能和许用应力可以在本附录中查到。

B篇1级设备设计总则B-3100B、C、D篇分别对应规范1、2、3级设备的设计要求，H篇则是设备支撑的设计要求。

其中，B篇和C篇的章节结构和具体要求在大部分方面都是类似的，主要区别在于载荷工况及应力水平的限制的不同，因此本章中只对C篇进行比较详细的结构解析。

B篇章节结构可参考对C篇2级设备的介绍。

C篇2级设备范围：A4000章规定的2级承压设备及其零部件。

内容—对下述事项进行了规定：2级承压设备及其零部件需制定的文件；零部件和焊接接头的标识；选择材料应遵守的规则；2级承压设备的设计应遵守的规则；2级承压设备及其零部件制造过程中的检验应遵守的规则；压力试验要求。

C1000总述C1100引言C1200需制定的文件C1300识别标记C2000材料C2100概述提出了C篇设备零部件在制造中材料的选择和使用要求。

C2200第Ⅱ卷的使用方式C2300抗晶间腐蚀性能C2400奥氏体和奥氏体-铁素体不锈钢和镍-铬-铁合金的钴含量C3000设计C3100设计通则C3110目的本章（C3000）规定了用于确定承压设备尺寸的规则和在设备技术规格书中规定的载荷作用下设备性能分析规则。

法国核电设备标准RCC-M规范Ⅳ卷焊接篇的应用体会李双燕【摘要】The structure and characteristics of RCC -M (2000 Edition +2002 Addendum) specification standard system were introduced, as well as the content and interaction of section Ⅳ each chapter. Combining understanding of the standard and experience in manufacturing process of nuclear power products, some attention problems of practical application of RCC —M section Ⅳ were discussed, and reference for nuclear welding technical personnel which the initial contact with RCC - M standard was provided.%介绍了RCC-M(2000版+2002补遗)规范标准体系的结构与特点,以及第Ⅳ卷各章节的内容和相互关系.结合核电产品制造,对RCC-M第Ⅳ卷的理解与应用进行了探讨,并提出了实际应用时注意的问题,为初次接触RCC-M规范的核电焊接技术人员提供参考和借鉴.【期刊名称】《压力容器》【年(卷),期】2011(028)004【总页数】6页(P41-46)【关键词】RCC-M;Ⅳ卷;焊接【作者】李双燕【作者单位】上海电气核电设备有限公司,上海,201306【正文语种】中文【中图分类】T-651;TL370 引言RCC－M规范是法国核电标准“RCC系列”压水堆核电站核岛设计建造规范中的核心部分，由法国核岛设备设计、建造及在役检查规则协会(AFCEN)制定。

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。

国家核安全局关于印发《民用核安全电气设备1E级电缆设计制造单位资格条件》(试行)的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2009.08.03•【文号】国核安发[2009]135号•【施行日期】2009.08.03•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于印发《民用核安全电气设备1E级电缆设计制造单位资格条件》（试行）的通知（国核安发〔2009〕135号）各有关单位：为保证《民用核安全设备监督管理条例》及其配套规章的顺利施行，进一步规范民用核安全设备许可证的管理，我局组织制定了《民用核安全电气设备1E级电缆设计制造单位资格条件》（试行）。

现予发布，请遵照执行。

附件：民用核安全电气设备1E级电缆设计制造单位资格条件（试行）二○○九年八月三日附件：民用核安全电气设备核安全级电缆设计和制造单位资格条件（试行）第一章总则第一条为了进一步明确核安全级电缆设计和制造许可证申请单位应该具备的资格条件，根据《民用核安全设备监督管理条例》和《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》（HAF601）的要求，制定本文件。

第二章适用范围第二条本资格条件适用于国家核安全局颁布的“民用核安全设备目录（第一批）”中列出的各类电缆设计和制造许可证申请单位的资格审查。

本文本中“设计”系指核安全级电缆制造许可证申请单位针对其产品进行的设计活动。

第三章许可条件第三条核安全级电缆设计和制造许可证申请单位（以下简称“申请单位”）必须具有法人资格，并满足《民用核安全设备监督管理条例》的要求。

第四条申请单位必须取得GB/T 19001（或 ISO 9001）质量管理体系认证证书。

申请单位应根据《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）及其导则的要求，结合所申请活动的技术和管理特点以及自身的实际情况，建立完善的核质保体系。

该体系应能得到有效实施。

第五条申请单位应针对所申请的目标产品，选择有代表性的模拟件进行试制，试制活动从原材料采购开始，包括电缆制造的绝缘挤出、交联、成缆、护套挤出等各中间环节，直至所有的检测、试验项目完成为止。

RCC-M标准在核级泵设计中的应用
RCC-M标准是指法国核工业中心（CEA）和第十四章节标准（AFNOR）联合制定的“核电厂部件的规范”，也称为“法国核电设备规范”。

RCC-M标准主要适用于核电工业中的设备和部件的设计、制造和验收。

这些设备和部件包括核反应堆堆芯、蒸汽发生器、泵等。

RCC-M标准在核级泵设计中起到重要的作用。

以下是RCC-M标准在核级泵设计中的应用。

1. 设计要求：RCC-M标准规定了核级泵的设计要求，包括结构设计、材料选择、尺寸要求等。

这些要求保证了核级泵的安全性和可靠性。

2. 材料选择：RCC-M标准对核级泵中使用的材料进行了严格的规定，要求材料具有良好的耐腐蚀性和耐辐射性能。

材料选择是核级泵设计中的重要环节，关系到泵的工作性能和安全性。

3. 压力容器设计：核级泵通常是高压容器，需要承受高温和高压的工作条件。

RCC-M 标准规定了核级泵的压力容器设计要求，包括壁厚计算、焊缝设计、应力分析等。

这些设计要求保证了核级泵在高温高压下的安全运行。

5. 测试和验收：RCC-M标准规定了核级泵的测试和验收要求，包括静态试验、动态试验和耐久性试验等。

这些测试和验收能够验证核级泵的设计是否符合要求，并确保泵的安全性和可靠性。

RCC-M标准在核级泵设计中扮演着重要的角色。

它规定了核级泵的设计要求、材料选择、压力容器设计、密封设计以及测试和验收要求。

遵循RCC-M标准可以保证核级泵的安全性和可靠性，确保核电厂的正常运行。

法国RCC-M规范简介一．RCC-M规范的前言1980年10月19日，（法国）EDF、FRAMATOME和NOV ATOME成立了法国核岛设备设计和建造规则协会（简称AFCEN）。

AFCEN的主要任务是：●为电站核岛设备的设计、建造、安装和调试制定详细而实用的规则。

●根据经验、技术进展和管制要求的变化对规则进行修订。

●对这套规则及其后续版本进行颁布。

AFCEN以规范形式颁布的法国PWR核岛机械设备的设计和建造规则主要适用于具有安全级的设备。

该规范用作买方和供方合同关系的基础，在这种情况下（合同）应附以使用RCC-M规范的设备的清单。

RCC-M规范中给出的设计规则最初是基于（美国）ASME锅炉和压力容器规范第Ⅲ卷——核电站设备的NB、NC、ND、NG和NF分卷，但也包含了法国的工业实践，这些实践来自法国研发工作的成果。

RCC-M规范中的制造和检验规定则反映了法国核工业本身在核和非核方面的经验和实践。

二．RCC-M规范的结构RCC-M规范共分五卷，它们是：第Ⅰ卷——核岛机械部件（设计/建造）第Ⅱ卷——材料第Ⅲ卷——检验方法第Ⅳ卷——焊接第Ⅴ卷——制造RCC-M规范第Ⅰ卷中又分为下列分卷：分卷A——总则分卷B——1级部件分卷C——2级部件分卷D——3级部件分卷E——小部件分卷G——堆芯支撑结构分卷H——支架分卷J——低压或大气压力储罐分卷Z——技术性附录三．RCC-M规范第Ⅰ卷——核岛机械部件（设计/建造）1．分卷A——总则分卷A的要点简介如下：1)RCC-M规范是一部适用于PWR电站核岛机械部件（主要是安全相关部件）设计和建造的规范，它是核电站设计和建造规范之一。

此外，还有：●RCC-C——PWR电站燃料组件设计和建造规范●RCC-E——核岛电气设备设计建造规范●RCC-G——90万千瓦PWR电站土建工程的设计和建造规范●RCC-I——PWR电站防火设施的设计和建造规范●RCC-P——90万千瓦压水堆电站系统设计和建造规范2)RCC-M规范借用了一些法国国内和其它国家及组织的规范和标准，并在A1300中给出了它们的代码和颁布日期。

核能行业质量标准引言核能行业是指利用核反应的原理产生能量的一种能源产业，具有高效、清洁、低碳排放等优点，在全球范围内有着广泛的应用。

为确保核能行业的安全可靠运行，各国都制定了一系列的质量标准和规程。

本文将从核能行业的设备质量、人员素质和安全管理等方面进行论述，以全面介绍核能行业的质量标准。

一、设备质量1. 设备设计与制造核能行业的设备设计与制造是保障核能发电安全运行的重要环节。

设备的设计必须符合国家和国际的相关标准，如核能装置及其设备设计、核电站安全设计、设备制造质量等标准。

制造过程中需要严格控制原材料的选择和采购，确保设备的可靠性和耐腐蚀性。

2. 设备安装与调试核能设备的安装与调试必须按照规范和标准进行，包括核电站施工与安装质量管理标准、核电设备调试与试运行规程等。

在设备安装过程中，需要进行现场质量检验和监督，确保设备的正确安装和调试完成。

3. 设备维护与检修核能设备的维护与检修是保证核能发电安全运行的重要措施。

维护与检修需要按照相关规范和标准进行，包括核电站设备维护管理规程、核电设备检修与试验规程等。

在维护与检修过程中，需要进行设备状态评估、故障处理和性能测试，确保设备完好可用。

二、人员素质1. 岗位培训与资质认证核能行业的从业人员必须接受专业的岗位培训和资质认证，以确保其具备相关技能和知识。

培训内容包括核电站操作员技能培训、核设施行业从业人员岗位培训、核能安全技术人员职业资格认证等。

通过培训和认证，能够提高从业人员的专业水平和工作能力。

2. 安全意识教育核能行业涉及到核材料和辐射等危险因素，安全意识教育尤为重要。

企业需要定期进行安全意识培训，提高从业人员的安全意识和应急处置能力。

培训内容包括核能行业安全操作规范、辐射防护知识、紧急事故处理等。

3. 质量管理体系核能行业需要建立健全的质量管理体系，确保从业人员的工作质量和效率。

质量管理体系包括核能行业质量管理体系规范、质量审核程序等。

通过质量管理体系的建立，能够规范工作流程，提高工作质量和效率。

与标准核一级设备焊接制造要求邹杰,黎振龙,杨小杰,王苗苗（东方电气（广州）重型机器有限公司，广东广州511455）摘要：国内核电机组设计和制造标准广泛采用ASME 规范和RCC-M 规则，主设备制造厂通常需遵守两套设计标准制造核一级设备。

焊接是核电设备制造中最为关键和重要的工艺方法，从标准结构和标准要求方面，阐述ASME 规范和RCC-M 规则在定位焊、焊接温度、热处理、见证件等焊接制造要求的异同点，从标准使用者角度对比分析标准应用差异，为制定合理的焊接工艺并满足标准规定奠定基础。

关键词：核电；ASME ；RCC-M ；焊接中图分类号：T-65，TG4文献标志码：C 文章编号：1001-2303（2019）04-0001-05DOI ：10.7512/j.issn.1001-2303.2019.04.01Requirement of the class 1nuclear component welding in ASME code and RCC-M codeZOU Jie ，LI Zhenlong ，YANG Xiaojie ，WANG Miaomiao（Dong Fang （Guang Zhou ）Heavy Machinery Co.，Ltd.，Guangzhou 511455，China ）Abstract ：The ASME code and RCC-M code are widely used in the design and manufacture of class 1nuclear power equipment.Ingeneral ，both of them are used simultaneously in the fabricating of primary device by manufacturer.Welding is the most critical andimportant process of the nuclear power equipment manufacturing.In this paper ，the comparison of the class 1nuclear component welding in ASME code and RCC -M code is introduced by respect of standard structure ，requirement ，welding temperature ，heat treatment and the weld test coupons.The difference of standard application is analyzed from the perspective of users ，which lays afoundation for formulating reasonable welding process.Key words ：nuclear ；ASME ；RCC-M ；welding 本文参考文献引用格式：邹杰，黎振龙，杨小杰，等.ASME 与RCC-M 标准核一级设备焊接制造要求[J].电焊机，2019，49（04）：1-5.收稿日期:2019-02-26作者简介:邹杰（1973—），男，高级工程师，主要从事核电压力容器焊接研发、工艺及管理工作。