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ASMESecVIIIDiv1教程ASME1 Intro. (1-3), ASME2 Mtl. ( 4-24), ASME3 Des(page25-44), ASME4 Manuf.(45-53)ASME 1⽬标通过本课程的学习，你将了解到ASME锅炉压⼒容器规范的组成、以及第VIII-1卷的构成及其运⽤，基本掌握如何查阅第VIII-1卷的有关条⽂。
课程概况l ASME锅炉压⼒容器规范的组成l第VIII-1卷的构成及其运⽤l 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SECTIONSI 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 - 材料性能IV 加热锅炉V ⽆损探伤VI 加热锅炉的维护和运⾏推荐规范VII 动⼒锅炉的维护指导规范VIII 压⼒容器Division 1Division 2 –另⼀规则Division 3 –建造⾼压容器的另⼀规则IX焊接和钎焊评定X 玻璃钢压⼒容器XI 核电⼚设备在役检验规范增补彩⾊页增补包含对规范的增订和修改，每年出版⼀次（第⼀次增补与新版本同时出版），并⾃动寄给相应的规范购买者。
解释：ASME对规范技术⽅⾯的询问作出书⾯的解释，并将规范解释作为规范更新服务的⼀部分。
规范解释不能作为规范或增补的⼀部分。
案例锅炉压⼒容器委员会定期召开会议，对所建议的增订和修改进⾏讨论，并形成案例以澄清现有规范的意图，或者，在紧急的情况下，对现有规范中没有提到的材料或建造⽅法作出规定。
已经采纳的规范案例刊登在相应的规范案例卷中：1）锅炉压⼒容器；2）核设备。
第VIII-1卷的构成前⾔Subsection A: ⼀般要求Part UG所有建造⽅法和所有材料的⼀般要求Subsection B: 有关压⼒容器制造⽅法的要求Part UW焊制容器Part UF 锻制容器Part UB 钎焊容器Subsection C: 有关材料类别的要求Part UCS碳钢和低合⾦钢容器Part UNF 有⾊⾦属容器Part UHA ⾼合⾦钢容器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强制性附录A-EE ⾮强制性附录“建议性的好⽅法”规范条款的使⽤⽅法使⽤规范时，应查阅整个条款，包括所引述的其它条款。
中广核工程公司质保人员培训教材课程5核级设备设计制造规范ASME介绍主讲：刘振岭中广核工程公司中广核苏州热工研究院2005年4月一. ASME核电标准规范体系1．国际主要核电规范标准体系●ASME（美国）●RCC—M（法国）●KTA（德国）●ГОСТ（俄国）国内核电项目工程的规范标准：2. ASME规范标准体系结构2.1 ASME规范体系结构ASME（Amer ican S oci ety o f Mechanic s Engineer）1914年锅炉规范1925 年压力容器规范1983 年……规范，共十一卷1998版第三卷增加了第三册，设计上许用应力有改变。
2002版第Ⅰ卷动力锅炉第Ⅱ卷材料技术条件A 篇—钢铁材料B 篇—有色金属材料C 篇—焊条、焊丝及填充金属第Ⅲ卷核动力装置设备NCA分卷：第一册第二册的总的要求第一册：—NB分卷—一级设备第一册：—NC分卷—二级设备第一册：—ND分卷—三级设备第一册：—NE分卷—MC级设备第一册：—NF分卷—设备支承结构第一册：—NG分卷—堆芯支承结构第一册：—附录第二册：—混凝土反应堆容器与安全壳规范CB —混凝土反应堆容器CC —混凝土安全壳第三册:—乏燃料运输容器核设备规范案例：●核动力装置设备：—N-47-21 高温使用的一级设备—N-201-1 高温使用的堆芯设备—N-253-2 高温使用的二三级设备—N-48-1 高温设备的制造与安装—N-49-3 高温设备的检验—N-50-1 高温设备的试验—N-51-2 高温设备的超压保护●混凝土反应堆容器和安全壳●核反应堆冷却剂系统的在役检查●材料的技术条件第Ⅳ卷采暖锅炉第Ⅴ卷无损检验第Ⅵ卷采暖锅炉维护和运行的推荐规程第Ⅶ卷动力锅炉维护的推荐规程第Ⅷ卷压力容器第Ⅸ卷焊接与钎焊评定第Ⅹ卷玻璃纤维增强塑料压力容器第Ⅺ卷核动力装置设备在役检查规程2.2 ASME第III卷核动力装置设备第Ⅲ卷是核动力装置设备设计制造的主要依据，本规范是以美国材料与试验学会（ASTM）的检验方法和验收标准，以美国国家标准（ANSI）为技术基础的，如理化检验的方法，设备的功能性标准，如对阀门的结构和功能要求就是ANSI 16.34、16.41，对管件制品按照ANSI 16.9进行试验等。
核设施的基本要求和补充要求ASME NQA-1-1994 版本目录Ⅰ介绍 (1)1 目的 (1)2 适用性 (1)3 责任 (1)4 术语和定义 (1)Ⅱ基本要求和补充要求 (4)1 组织机构的基本要求 (4)1S-1 对于组织机构的补充要求 (5)2 质量保证大纲的基本要求 (6)2S-1 对于检查和检验人员资格的补充要求 (6)2S-2 对于无损探伤人员资格的补充要求 (8)2S-3 对于质量保证大纲监查人员资格的补充要求 (9)2S-4 对于人员教导和培训的补充要求 (12)3 设计控制的基本要求 (13)3S-1 对于设计控制的补充要求 (13)4 采购文件控制的基本要求 (16)4S-1 采购文件控制的补充要求 (16)5 指令，规程和图纸的基本要求 (18)6 文件控制的基本要求 (19)6S-1 对于文件控制的补充要求 (20)7 购买的物项和服务的控制的基本要求 (20)7S-1 对于采购物项和使用的控制的补充要求 (20)8 物项的标识和控制的基本要求 (24)8S-1 对于物项的鉴定和控制的补充要求 (25)9 工艺过程的控制的基本要求 (26)9S-1 对于工艺过程控制的补充要求 (26)10 检查的基本要求 (27)10S-1 对于检查的补充要求 (27)11 试验控制的基本要求 (29)11S-1 对于试验控制的补充要求 (29)11S-2 对于计算机程序试验的补充要求 (31)12 测量和检验设备的控制的基本要求 (33)12S-1 对于测量和检验设备的控制的补充要求 (33)13 吊装，储存和发运的基本要求 (34)13S－1 对于吊装，储存和发运的补充要求 (34)14 检查，检验和操作状态的基本要求 (35)15 不一致项的控制的基本要求 (36)15S－1对于不一致项的控制的补充要求 (36)16 修正措施的基本要求 (38)17 质量保证记录的基本要求 (39)17S－1 对于质量保证记录的补充要求 (39)18 监查的基本要求 (43)18S-1 对于监查的补充要求 (44)Ⅰ介绍1 目的本标准阐述了有关核电设备的选址，设计，建造，运行和停止运行用质量保证大纲的确立和执行的要求。
NCA-1000第Ⅲ卷的范围NCA-1100 总则NCA-1110 范围1,2本卷规则包括用于核电厂和其它核设施的物项的设计、建造、打印记和超压保护的要求。
本卷由下列三册构成：（a）第1册，金属容器、热交换器、贮罐、管系、泵、阀、堆芯支承结构、支承件和类似产品。
（b）第2册，混凝土安全壳容器。
（c）第3册，用于储存和运输核乏燃料、高放射性材料和废物的金属安全容器系统。
分卷NCA的总要求仅应用于第1册和第2册，第3册的总要求列于分卷WA中。
第Ⅺ卷包括用于组成核电厂的物项的在役检查规则。
NCA-1120 定义用于NCA分卷的主要术语的定义包含在NCA-9000内。
NCA-1130 本卷规则的限制（a）本卷规则对新的建造项目提出了要求，考虑了由于循环运行所引起的机械应力和热应力。
这些规则不包括在使用中由于材料的辐照效应、腐蚀、磨蚀或不稳定所造成的性能劣化。
为了实现部件和支承件的设计或规定的寿命，这些影响应予以考虑。
中子辐照引起的材料性质变化可以依靠材料监督大纲进行定期校验。
这些规则对新建造的混凝土安全壳提出了要求，它们只适用于为提供承压或包容的屏障所设计的部件。
这些规则不适用于电厂中的其他混凝土结构，例如混凝土的屏蔽和支承结构，但直接受影响的部件除外。
（b）这些规则不拟用于阀门操纵机构、控制机构、位置指示器、泵叶轮、泵驱动器或其他附件和部件，除非它们是承压零件、作为堆芯支承结构或部件支承件。
如果这些物项是在支承载荷路径上，则采用NF-1100的有关条款。
（c）本卷规则不应用于仪表或装有仪表的永久密闭而充满液体的管道系统。
但应用于设计技术规格书中规定的仪表、控制和取样管道。
1术语：建造、核电厂和产品的定义参见NCA-9000。
2本卷明确不考虑仅作为核燃料或中子控制材料所用管子或其他型式的包壳。
（d）根据设计技术规格书要求为保证容器功能所需的混凝土安全壳辅助系统，包括但不限于混凝土冷却系统、隔热、防腐、泄漏和应变监测系统，必须充分描述其合适性能、可靠性和试验要求。
QV-1000 范围标准ASME QME-1的QV卷制定了核电厂中关系到核安全性能的能动阀门组件的功能鉴定要求和指导。
阀门组件有可能作为一个独立的整体进行鉴定或者拆分开来鉴定，这里强调阀门组件作为一个单独的部分。
业主有责任确认这些阀门组件需要按照本卷鉴定。
QV卷提供了鉴定阀门组件的多种方法。
已生成的鉴定规范（QV-6000），被需要确认待鉴定阀门组件的这些参数。
若有冲突，QV卷将优先于QR卷作为具体的阀门鉴定要求。
有关阀门承压边界的设计要求根据业主指定档案规则，不在QV卷的范围内。
QV-2000 目的关于能动阀的QV卷的目的是要提供阀门、执行器和它们的组合（阀门组件）设计鉴定的要求，以保证阀门能在所有的基于设计的具体工况下工作。
QV-3000 参考本标准中所有参考的标准和规范都在QR-3000中描述。
QV-4000 定义以下的定义只用于能动阀。
其他的一些阀门相关的定义可以在强制性附录QV-I中找到。
适用于其他型式机械设备的定义可以在QR卷中找到。
当采用QV卷时，若QR和QV之间关于定义上有冲突，优先使用QV中的定义。
能动止回阀：一种阀门组件，能通过系统环境来实现自作用，以实现流体只沿一个方向流动。
能动阀门组件：一种阀门组件，需要调整关闭件位置以发挥保证核安全的作用。
弯曲应力（Pb）：法向应力中的一个变量。
冷态工作应力：阀门压力额定在100°F（38℃）情况下诊断测试：通过测试仪器得到阀门和执行机构的工作参数、流场状态、外界环境影响以及原动机的动力参数。
膨胀应力（Pe）：由于约束管路系统的自由端位移而产生的应力。
在管路系统中，这通常认为是由于对管路系统热膨胀的约束而产生的。
但是，也可能包括诸多类型的管路系统固定器的移动的影响，比如固定器因地震而活动、设备或建筑受热固定器产生移动。
扩展结构：按照从阀体配合表面测量，阀门组件的一部分从管道中心线向外扩展；例如：在滑杆阀组件上，扩展结构将至少包括阀盖、轭架、执行器和所有安装在执行器组件上的附件。
核电新条例培训考试试题姓名：成绩：（湖南省火电建设公司，2008年10月）一、填空题：（共40分）1. 中华人民共和国第500号国务院令：《民用核安全设备监督管理条例》已经于2007年7月4日国务院第183次常务会议通过，自2008年1月1日起施行。
2. 新条例颁布为了加强对民用核安全设备的监督管理，保证民用核设施的安全运行，预防核事故。
3. 新条例所称民用核安全设备，是指在民用核设施中使用的执行核安全功能的设备的设备，包括核安全机械设备和核安全电气设备。
4. 民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动适用于新条例。
5. 民用核设施营运单位，应当对在役的民用核安全设备进行检查、试验、检验和维修，并对民用核安全设备的使用和运行安全承担全面责任。
6.民用核安全设备标准是从事民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验活动的技术依据，包括国家标准、行业标准和企业标准。
7. 涉及核安全基本原则和技术要求的民用核安全设备国家标准，由国务院核安全监管部门组织拟定，由国务院标准化主管部门和国务院核安全监管部门联合发布。
8. 申请领取民用核安全设备制造许可证或者安装许可证的单位，还应当制作有代表性的模拟件。
9. 民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验许可证有效期为 5 年。
许可证有效期届满，民用核安全设备设计、制造、安装和无损检验单位需要继续从事相关活动的，应当于许可证有效期届满6个月前，向国务院核安全监管部门提出延续申请。
二、单项选择题：（共36分）1.下述哪一项不属于核电厂的三大核安全功能：（ D ）A：余热排出；B：放射性包容；C：安全停堆；D：发电。
2. 在我国核安全法规体系中，不具备法律约束力的是：（ D ）A：国家法律；B：国务院行政法规；C：部门规章；D：核安全导则。
3. 1000Mw级压水堆核电厂由几个环路组成：（ C ）A：一个；B：两个；C：三个；D：四个。
4. 目前我国核电厂主要的反应堆型是：（ A）A：压水堆；B：沸水堆；C：高温气冷堆；D：快中子增殖堆。
