核電站設備設計制造

標準標準劉振領二OO八年八月4/25/20251核電站標準標準體系介紹目錄Ⅰ.核電站標準標準體系介紹1.國際主要核電站標準標準體系2.ASME標準體系構成3.ASME核設備及RCC—M標準標準體系結構3.1ASME標準體系結構3.2RCC標準體系結構

4/25/20252核電站標準標準體系介紹目錄Ⅱ.核電站設備設計與制造標準標準介紹1.ASME及RCC—M核設備標準結構2.設備設計范圍及理論根底1.1

設備設計的內容1.2

理論根底和方法3.ASME標準的要求3.1NCA分卷：第一冊第二冊的總的要求3.2NB分卷—一級設備3.3NC/D分卷—二三級設備3.4NF分卷—設備支承結構3.5NG分卷—堆芯支承結構3.6NH分卷高溫使用的一級部件3.7第一冊：—附錄3.8第三冊：—乏燃料運輸容器4/25/20253核電站標準標準體系介紹4/25/20254主要核電國際核電標準體系

國際主要核電標準標準體系4/25/20255主要核電國際核電標準體系

國際主要核電標準標準體系美國：ASME法國：RCC-M德國：KTA俄國：ГОСТ、ΠΗΑЭГ4/25/20256國內核電工程工程的標準運行核電站：秦山一期：ASME大亞灣：RCC-M秦山二期：RCC-M嶺澳：RCC-M秦山三期：ASME+加拿大標準田灣：ΠΗΑЭГ在建擬建工程：中國快中子實驗堆：ΠΗΑЭГ，ASME，RCC-MR秦山二期3、4號機組：RCC-M〔2000版＋02補遺〕嶺澳二期：RCC-M〔2000版＋02補遺〕紅巖河：RCC－M〔2000版＋02補遺〕三門、海陽：ASME方家山、福清、寧德、陽江：RCC－M內陸江西、湖南、湖北：待定4/25/20257主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成ASME標準體系結構歷史沿革：ASME〔AmericanSocityofMechanicsEngineer〕1914年鍋爐規(guī)范1925年壓力容器規(guī)范1965年增加核動力裝置標準(第III卷)，同時每年都有修改和增補，并納入第二年的新版。ASME標準自1977年成為美國國家標準〔ANSI〕,不僅在美國和加拿大各州的法律上成認它,采用它,在西方許多國家都作為參照標準來執(zhí)行。核動力裝置卷在世界上有較高的權威，得到了國際上廣泛采用。法國的RCC-M標準和德國的KTA標準等直接收入了其最重要方面,再加上本國的實踐而制定的?！?/25/20258主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成1983年、1989年版和1995年版規(guī)范均有中文譯版：共十一卷其中第三卷83年版、89年版和04年版有中文翻譯……1998年……規(guī)范；在此之后材料許用應力有較大變化。2000年版……2004年版……++相關標準案例4/25/20259主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成4/25/202510主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成ASME標準各卷主要內容第Ⅰ卷動力鍋爐建造規(guī)那么PG篇建造方法的通用要求總那么材料設計開孔補強外部管道與本體連接其他部件設計與布置平安閥和卸壓閥制造檢驗與試驗鋼印與認證4/25/202511主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成4/25/202512主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成4/25/202513主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成4/25/202514主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成4/25/202515主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成

2、材料的物理參數(shù)3、承受外壓殼體壁厚確定使用的曲線和參數(shù)4/25/202516主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第Ⅲ卷核動力裝置設備NCA分卷：第一冊第二冊的總的要求第一冊：—NB分卷—一級設備第一冊：—NC分卷—二級設備第一冊：—ND分卷—三級設備第一冊：—NE分卷—MC級設備〔金屬平安殼相關設備〕第一冊：—NF分卷—設備支承結構第一冊：—NG分卷—堆芯支承結構第一冊：—附錄第二冊：—混凝土反響堆容器與平安殼標準CB—混凝土反響堆容器CC—混凝土平安殼第三冊：—乏燃料運輸容器4/25/202517主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第Ⅳ卷采暖鍋爐PH篇各種材料采暖鍋爐的通用要求HF篇鍛造材料鍋爐建造要求HW分篇焊接鍋爐的制造要求HB分篇釬焊鍋爐的制造要求HC篇鑄鐵鍋爐建造要求HLW篇飲水加熱器的要求PH篇各種材料采暖鍋爐的通用要求1000章范圍和服役限制2000章材料要求3000章設計4000章壓力釋放裝置5000章試驗、檢驗和鋼印6000章儀表、配件和控制7000章安裝要求圖、表4/25/202518主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第Ⅴ卷無損檢驗無損檢測方法無損檢測的驗收標準〔第五卷應用的文件〕強制性附錄4/25/202519主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第Ⅵ卷采暖鍋爐維護和運行的推薦規(guī)程1.概述2.鍋爐類型3.附件與安裝4.燃料5.燃料燃燒設備和燃料燃燒控制6.鍋爐房的設施7.蒸汽鍋爐的運行、保養(yǎng)和維修8.熱水鍋爐和熱水加熱鍋爐的運行、保養(yǎng)和維修9.水處理4/25/202520主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第Ⅶ卷動力鍋爐維護的推薦規(guī)程C1分卷根底C2分卷鍋爐運行C3分卷鍋爐輔機C4分卷附屬設備C5分卷儀表、控制和聯(lián)鎖裝置C6分卷檢查C7分卷維修、更換和保養(yǎng)C8分卷內部化學條件控制C9分卷鍋爐故障預防強制附錄非強制附錄4/25/202521主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第Ⅷ卷壓力容器第一冊〔常規(guī)規(guī)那么法設計，GB150－2002〕第二冊另一規(guī)程(分析法設計，JB4732－1995)第三冊高壓壓力容器的另一規(guī)程〔分析法設計，考慮斷裂力學和疲勞分析〕4/25/202522主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第一冊A分卷通用要求PartUG各類設計方法和材料的通用要求B分卷對于不同壓力容器制造方法的要求PartUW焊接壓力容器的要求PartUF鍛造壓力容器的要求PartUB鉚焊壓力容器的要求B分卷對于不同等級材料的要求PartUCS碳鋼和低合金鋼壓力容器的要求PartUNF有色金屬壓力容器的要求PartUHA高合金鋼壓力容器的要求PartUCI鑄鐵壓力容器的要求PartUCL內外表帶防腐堆焊、覆蓋堆焊或導襯里的焊接壓力容器要求PartUCD球墨鑄鐵壓力容器要求PartUHT熱處理強化拉伸性能鐵基鋼壓力容器的要求PartULW多層結構壓力容器的要求PartULT低溫使用高許用應力材料壓力容器的要求4/25/202523主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成各局部的結構根本相同，如：PartUW焊接壓力容器的要求概述：范圍、服役限制、焊接接頭分類等材料：設計：制造：檢驗和試驗：標記和報告：壓力釋放裝置：4/25/202524主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第二冊另一規(guī)程(分析法設計〕AG通用要求AM材料要求AD設計要求AF制造要求AR壓力釋放裝置AI檢驗和射線照相AT試驗AS標記、鋼印、報告和記錄強制性附錄非強制性附錄4/25/202525主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第三冊高壓壓力容器的另一規(guī)程KG通用要求KM材料要求KD設計要求KF制造要求KR壓力釋放裝置KE檢驗要求KT試驗要求KS標記、鋼印、報告和記錄4/25/202526主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第Ⅸ卷焊接與釬焊評定分兩局部:--QW焊接評定;--QB釬焊評定QW焊接評定篇焊接的通那么─>定義:焊接方位/試驗位置與類型、拉力/彎曲/沖擊等焊接工藝評定─>通那么、試板制備、焊接參數(shù)、特殊焊接方法III焊接技能評定─>通那么、評定試驗試件、復試/重評、焊工的焊接參數(shù)IV焊接資料─>參數(shù)、技能、P-No、F-No、焊縫金屬化分、試樣、插圖等及附錄QB釬焊評定篇XI釬焊的通那么XII釬焊工藝評定XIII釬焊技能評定XIV釬焊資料附錄：強制性附錄；非強制性附錄；P號。4/25/202527主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第Ⅹ卷玻璃纖維增強塑料壓力容器PartRG通用要求PartRM材料要求PartRD設計要求PartRF制造要求PartRQ鑒定要求PartRR壓力釋放裝置PartRT指導試驗的規(guī)那么PartRI檢驗要求PartRS標記、鋼印和報告附錄4/25/202528主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成第Ⅺ卷核動力裝置設備在役檢查規(guī)程IWA分卷通用要求IWB分卷 輕水冷卻核電廠一級設備的要求IWC分卷 輕水冷卻核電廠二級設備的要求IWD分卷 輕水冷卻核電廠三級設備的要求IWE分卷 輕水冷卻核電廠MC和CC級金屬內襯設備的要求IWF分卷 輕水冷卻核電廠一、二、三和MC級設備支承件的要求IWL分卷 輕水冷卻核電廠CC級混凝土設備的要求另外，第Ⅺ卷還有9個強制性附錄和11個非強制性附錄。4/25/202529主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成4/25/202530主要核電國際核電標準體系

ASME標準體系構成非規(guī)定性附錄A 缺陷分析非規(guī)定性附錄B 格式非規(guī)定性附錄C 奧氏體管道缺陷評定 非規(guī)定性附錄D 要求檢驗的1級和2級管道焊縫的條件非規(guī)定性附錄E 未曾預計的運行事件評定非規(guī)定性附錄G 防止失效的斷裂韌性準那么非規(guī)定性附錄H 鐵素體管道的缺陷評定非規(guī)定性附錄J 電廠維護和Ⅺ卷修理/更換的導那么 非規(guī)定性附錄K 具有低上平臺夏比沖擊能的反響堆容器評定非規(guī)定性附錄L 運行電廠的疲勞評定非規(guī)定性附錄M 數(shù)學模型應用于承壓部件的超聲檢驗4/25/202531主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M標準標準體系結構ASME標準各卷的主要內容第Ⅲ卷核動力裝置設備NCA分卷：第一冊第二冊的總的要求第一冊：—NB分卷—一級設備第一冊：—NC分卷—二級設備第一冊：—ND分卷—三級設備第一冊：—NE分卷—MC級設備〔金屬平安殼相關設備〕第一冊：—NF分卷—設備支承結構第一冊：—NG分卷—堆芯支承結構第一冊：—NH分卷—高溫設備第一冊：—附錄第二冊：—混凝土反響堆容器與平安殼標準CB—混凝土反響堆容器CC—混凝土平安殼第三冊：—乏燃料運輸容器4/25/202532主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M標準標準體系結構4/25/202533主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M標準標準體系結構4/25/202534主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M標準標準體系結構4/25/202535主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M標準標準體系結構RCC標準體系結構法國核島部件設計建造規(guī)那么協(xié)會〔AFCEN〕編制的系列標準RCC-P核電站系統(tǒng)設計與建造規(guī)那么RCC-C核電站燃料組件設計與建造規(guī)那么RCC-E核電站電氣設備設計與建造規(guī)那么RCC-G核電站土建設計與建造規(guī)那么RCC-M核電站機械設備設計與建造規(guī)那么RCC-MR核電站高溫機械設備設計與建造規(guī)那么4/25/202536主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M標準標準體系結構RCC－M標準體系結構RCC—M借鑒了ASME第Ⅲ卷的有關內容，吸收法國工業(yè)開展中的經驗，尤其是法國在核工業(yè)開展中的經驗。并以法國的制造和檢驗標準作為RCC—M的根底。2000年以后版本的RCC－M，大量地引用歐盟標準NF、EN；QA從IAEAtoISO9000系列4/25/202537主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M標準標準體系結構4/25/202538主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M標準標準體系結構RCC-M標準體系結構第四卷S篇焊接第五卷F篇制造RCC—MR主要解決了用于核電站的高溫使用設備，如容器、泵、閥門、管道、反響堆內部件、支撐件等的材料、設計、制造、檢驗與試驗等方面的規(guī)定4/25/202539主要核電國際核電標準體系

ASME核設備及RCC—M標準標準體系結構2000版RCC—M的特點總體變化不大支持性工業(yè)標準：大量采用歐盟的標準在擴建工程上的應用：設計材料采用；檢驗擬用93版？一致性問題？4/25/202540核電站設備設計與制造標準標準4/25/2025411.ASME及RCC—M核設備標準結構2.設備設計范圍及理論根底1.1

設備設計的內容1.2

理論根底和方法3.ASME標準的要求3.1NCA分卷：第一冊第二冊的總的要求3.2NB分卷—一級設備3.3NC/D分卷—二三級設備3.4NC/D分卷—NE分卷—MC級設備〔金屬平安殼相關設備〕3.5NF分卷—設備支承結構3.6NG分卷—堆芯支承結構3.7第一冊：—附錄3.8第三冊：—乏燃料運輸容器核電站設備設計制造標準標準

ASME及RCC—M核設備標準結構4/25/202542核電站設備設計制造標準標準

ASME及RCC—M核設備標準結構ASME第Ⅲ卷核動力裝置設備的構成

第III卷包括第一冊和第二冊。第一冊分卷用大寫字母"N"表示，第二冊的分卷用大寫字母"C"表示。。分卷分卷分成章、節(jié)、條，根據(jù)需要，還可分成款和項。章章的數(shù)字編號題目1000引言或范圍2000材料3000設計4000制造和安裝5000檢驗6000試驗7000超壓保護8000銘牌、印記和報告4/25/202543核電站設備設計制造標準標準

ASME及RCC—M核設備標準結構4/25/202544核電站設備設計制造標準標準

ASME及RCC—M核設備標準結構4/25/202545主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備標準結構ASME第Ⅲ卷核動力裝置設備的構成D．參照附錄在第III卷中使用了兩種附錄，稱為規(guī)定性附錄和非規(guī)定性附錄。(1)規(guī)定性附錄包含了建造中必須遵循的各項要求，參照這類附錄的內容用羅馬數(shù)字后面緊接阿拉伯數(shù)字的形式表示，例如"參照表1一1.2或11一1100"即表示其屬規(guī)定性附錄。(2)非規(guī)定性附錄提供了為第111卷所用的資料或導那么，參照這類附錄的內容大寫字母后面緊接阿拉伯數(shù)字的形式表示，例如"參照D一1100"即表示英屬非規(guī)定性附錄。4/25/202546主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備標準結構4/25/202547主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備標準結構4/25/202548主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備標準結構4/25/202549主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備標準結構ASMEⅢ與RCC—M的對應關系

ASME RCC—M說明第Ⅴ卷無損檢驗第Ⅲ卷檢驗方法第Ⅸ卷焊接與釬焊評定第Ⅳ卷焊接第Ⅴ卷制造ASME未獨立列出此卷第Ⅰ卷E篇小型設備ASME未單列此項NC分卷二級設備ND分卷三級設備附錄第Ⅰ卷J篇低壓或常壓貯罐ASME包括在二、三級設備內第Ⅱ卷材料A篇—鋼鐵材料C篇—焊條、焊絲及填充金屬第Ⅱ卷M篇材料第Ⅳ卷S篇焊接ASME RCC—M說明NCA分卷第Ⅰ卷A篇NB分卷一級設備附錄第Ⅰ卷B篇1級設備第Ⅱ卷材料技術性附錄NC分卷二級設備附錄第Ⅰ卷C篇2級設備第Ⅱ卷材料技術性附錄ND分卷三級設備附錄第Ⅰ卷D篇3級設備第Ⅱ卷材料技術性附錄NE分卷MC級設備附錄RCC—M無此篇NF分卷設備支承件附錄第Ⅰ卷H篇支承件第Ⅱ卷材料技術性附錄NG分卷堆芯支承結構附錄第Ⅰ卷G篇反應堆堆內構件第Ⅱ卷材料技術性附錄4/25/202550主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備標準結構ASMEⅢ與RCC—M設計標準的對應關系〔核一級設備〕〔一〕ASME RCC—M說明NB－3300容器設計NB－3310通用要求NB－3320設計考慮事項NB－3330開孔和補強NB－3340容器分析NB－3350焊接結構設計NB－3360容器的特殊要求B3300容器的通用設計B3310驗收標準B3320最小厚度的確定B3330設計的考慮B3340焊接結構設計B3350對容器的特殊要求RCC－M的開孔補強見附錄ZA

NB－3400泵的設計NB－3410離心泵通用要求NB－3420定義NB－3430離心泵的設計要求NB－3440特定形式泵的設計

B3400泵的通用設計B3410通用要求B3420專門設計規(guī)則

ASME RCC—M說明NB－3100設計總則NB－3110載荷準則NB－3120特殊考慮事項NB－3130通用設計規(guī)則B3100設計通則B3110規(guī)則的目的B3120運行工況B3130載荷規(guī)則B3140準則的級別B3150各類工況適應的最低準則級別B3160應力分析報告B3170特殊考慮RCC－M的工況定義比ASME明確RCC－M承受外壓設備設計見附錄ZⅣNB－3200分析法設計NB－3210設計準則NB－3220除螺栓外的應力極限NB－3230螺栓的應力極限B3200設備性能分析通則B3210分析的組成B3220有關分析的術語B3230彈性分析B3240彈塑性分析和實驗應力分析B3250適用于螺栓的準則B3260抗脆性斷裂強度ASME防脆斷見附錄G4/25/202551主要核電國際核電標準體系

ASME及RCC—M核設備標準結構ASMEⅢ與RCC—M設計標準的對應關系〔核一級設備〕〔二〕ASME RCC—M說明NB－3600管道設計NB－3610通用要求NB－3620設計考慮事項NB－3630管道設計和分析準則NB－3640承壓設計NB－3650管件制品的分析NB－3660焊接設計NB－3670管道的特殊要求NB－3680應力指數(shù)及撓性指數(shù)NB－3690管件制品的尺寸要求B3600管道B3610概述B3620關于載荷的規(guī)則B3630關于管道分析和適用規(guī)則的一般要求B3640尺寸與壓力關系的規(guī)則B3650管道制品的分析B3660對焊接的要求B3670專門要求B3680應力指數(shù)和柔性系數(shù)ASME RCC—M說明NB－3500閥門設計NB－3510合格要求NB－3520設計載荷和考慮事項NB—3530通用規(guī)則NB－3540承壓部件的設計NB－3550循環(huán)載荷的要求NB－3560設計報告NB－3590壓力釋放閥的設計B3500閥門的通用設計B3510概述B3520關于載荷的規(guī)則B3530一般規(guī)則B3540確定最小壁厚B3550閥門的分析規(guī)則B3560應力分析報告4/25/202552核電站設備設計制造標準標準

設備設計制造根底4/25/202553核電站設備設計制造標準標準

設備設計制造根底設備與部件平安和標準級別確定設備等級根據(jù)核平安法規(guī)，按照系統(tǒng)和設備的核平安功能確定HAF102?核電廠設計平安規(guī)定?要求“必須明確規(guī)定構筑物、系統(tǒng)和部件的全部平安功能。構筑物、系統(tǒng)和部件必須按其平安的重要性進行分級。〞HAD201給出了分級方法。美國RG1.26“核電站載水、蒸汽放射性設備的質量分級和標準〞，ANSIN18.2“壓水堆核電站設計的核平安準那么〞核平安1、2、3級，NC級。ASME標準等級與核平安分級對應,設備與部件的標準級必須等于或嚴于設備所在系統(tǒng)的平安級。安全等級123NCASME等級123常規(guī)標準4/25/202554核電站設備設計制造標準標準

設備設計制造根底4/25/202555核電站設備設計制造標準標準

設備設計制造根底設備設計的理論基礎和方法強度理論：第一強度理論σ<[σ]〔最大主應力〕第二強度理論ε<[ε]〔最大主應變〕第三強度理論τ<[τ]〔最大剪應力〕第四強度理論σ0<[σ]〔復合主應力〕ASME、RCC—M的使用限制是根本強度理論的變形形式。核一級設備〔ASMENB、RCC—MB〕適用第三強度理論即最大剪應力準那么核二、三級設備〔ASMENC、ND，RCC—MC、D〕適用第一強度理論，即最大主應力準那么4/25/202556核電站設備設計制造標準標準

設備設計制造根底設備設計的理論基礎和方法

設計方法：a、確定承壓邊界厚度b、功能設計c、補強結構設計d、焊接與加工結構設計e、工況和應力分析

4/25/202557核電站設備設計制造標準標準

設備設計制造根底4/25/2025584/25/202559核電站設備設計制造標準標準

ASME標準的要求NCA分卷：第一/二冊總的要求4/25/202560核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NCA分卷第一/二冊總的要求一、要求和范圍本卷給出ASMEⅢ1、2分冊的總要求，制定了核動力裝置的設計、制造、打印和超壓保護方面要求；第1分冊包括NB，NC，ND，NE，NF，NG，NH7個分卷；第2分冊為對混凝土反響堆容器和平安殼的標準。4/25/202561核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NCA分卷第一/二冊總的要求二、設備分級在NCA-2000中提出了設備分級；按設備分級管理，設計，制造；注：這里給出的是標準等級，與核平安等級的關系。4/25/202562核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NCA分卷第一/二冊總的要求注意：1.與核平安的平安分級稍不同，上表1，2，3級一致，MC，CB，CC一般為平安2級，支承隨設備分級，堆芯支承結構〔按要求，一般為平安2級，〕；2.設備平安分級主要解決核平安功能，是目的；3.設備的標準等級和質量分級、抗震分類，主要解決設計制造的標準和方法，是滿足核平安功能的手段。4/25/202563核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NCA分卷第一/二冊總的要求三、ASME設計總體要求規(guī)定了系統(tǒng)運行與試驗工況，規(guī)定了設計、使用和試驗載荷及其極限確實定。ASME對有機械運動要求的部件的運行性能不預保證，即ASME主要保證部件完整性。ASME-ⅢNCA卷設計、使用和試驗極限定義如下：設計極限：設計載荷的極限值；使用極限：分4級，4/25/202564核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NCA分卷第一/二冊總的要求ASME設計總體要求

1.A級使用極限：由設備或支承件在完成其規(guī)定的使用功能中所可能承受的載荷而規(guī)定所有A級使用載荷都必須適用的一組極限值。2.B級使用極限：對所有B級使用載荷都必須適用的一組極限值。設備或支承件必須受得住這些給定載荷而不發(fā)生需要修補的

4/25/202565核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NCA分卷第一/二冊總的要求3.C級使用極限：對所有C級使用載荷都必須適用的一組極限值，它允許在結構不連續(xù)區(qū)域中有較大的變形，它可能引起設備或支承件停機檢查或修理，此極限用戶應復核是否符合已確定的系統(tǒng)平安準那么。4.D級使用極限：對所有D級使用載荷都必須適用的一組極限值，這些極限值可允許顯著的整體變形，會使部件喪失尺寸的穩(wěn)定性，并有需作修理的損壞。因而用戶需復核是否與確定的系統(tǒng)平安準那么相符。使用極限可用更為嚴格的級別來替換，如B級限可用于原規(guī)定為C級使用極限的地方。4/25/202566核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NCA分卷第一/二冊總的要求設計總那么ASMENB－3100、RCC—MB3100〕設計參數(shù)：有設計溫度，設計壓力，設計機械載荷；載荷準那么的載荷條件：有內壓、外壓、沖擊載荷、自重、規(guī)定的當?shù)氐娘L，雪載荷，振動載荷及地震載荷、支承等的反作用力、溫度效應。工況：按NCA分級，設計工況〔A工況〕；使用工況〔B工況〕：對規(guī)定為B級限制的工況的持續(xù)時間應列入設計任務書；C工況：對規(guī)定為C級限制的所有工況，當Sa＞圖I-9疲勞曲線106次對應值時必須不大于25次；D工況。其他通用設計規(guī)那么：尺寸標準、外壓、密封、附件、腐蝕防護、開孔補強、法蘭和螺栓設計等。4/25/202567核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NCA分卷第一/二冊總的要求載荷工況與應力限制4/25/202568四，責任和義務：NCA-3000給出了各種對象的責任和義務必須執(zhí)行，包括核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NCA分卷第一/二冊總的要求4/25/202569核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NCA分卷第一/二冊總的要求4/25/2025704/25/202571核電站設備設計制造標準標準

ASME標準的要求NB分卷－－一級設備

4/25/202572核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備

內容1000引言或范圍2000材料3000設計4000制造和安裝5000檢驗6000試驗7000超壓保護8000銘牌、印記和報告4/25/202573核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備1000章范圍與內容對一級部件在材料、設計、制造、檢驗、試驗、超壓保護、標記和證書持有者編寫報告等方面所要求的規(guī)那么；涉及產品強度和承壓邊界的完整性；涉及的設備使用溫度低于425℃〔800℉〕，也就是不需要考慮高溫蠕變。高于此溫度的參見NH分卷。4/25/202574核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備2000章材料NB-2000材料中重點是對核一級材料的通用要求，特別對承壓材料NB-2120中：許用材料規(guī)格見Ⅱ卷PD，SⅠ表2A，2B，滿足該附錄的所有要求，〔ASME1998，老版見Ⅲ附錄I〕。焊縫見Ⅱ卷PC，NB-2400NB-2300材料滿足對斷裂韌性的要求尤為重視，決定了設備的壽命4/25/202575核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備4/25/202576核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備1，材料特性許應應力核一級設備承壓材料Sm=Min{ST/3、1.1STRT/3、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY}其中：ST、SY：分別為室溫的抗拉強度和屈服強度；RT、RY：分別為工作室溫的抗拉強度和屈服強度與室溫對應值之比;0.9SYRY：適用于奧氏體不銹鋼的特殊要求情況。對于管材，見ASMED篇附錄2。注：1998年以前ASMESm=Min{ST/3、1.1STRT/3、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY}RCC－MSm=Min{Rm/3、Su/3、2Re/3、2SY/3或0.9SY}與ASME根本相同其中：Rm、Re室溫抗拉強度和屈服強度；Su、SY工作室溫的抗拉強度和屈服強度ГОСТ[σ]=Min{RmT/2.6、Rp0.2T/1.5、RmtT/1.5}比ASME大其中：RmT設計溫度的抗拉強度，Rp0.2T設計溫度的屈服強度，RmtT時間t的持久強度。4/25/202577核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備核一級設備承壓螺栓材料Sm=Min{SY/3、SYRY/3}注：

RCC－M

Sm=Min{Re/3、SY/3}與ASME相同

ГОСТ

[σ]W=Rp0.2T/2比ASME大4/25/202578核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備核二、三級設備承壓材料S=Min{ST/3.5、1.1STRT/3.5、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY}

其中：ST、SY：分別為室溫的抗拉強度和屈服強度；RT、RY：分別為工作室溫的抗拉強度和屈服強度與室溫對應值之比;

0.9SYRY：適用于奧氏體不銹鋼的特殊要求情況。對于管材，見ASMED篇附錄1。注：1998年以前ASME

S=Min{ST/4、1.1STRT/4、2SY/3、2SYRY/3或0.9SYRY}RCC－MS=Min{Rm/4、Su/4、2Re/3、2SY/3或0.9SY}比ASME低15％

其中：Rm、Re室溫抗拉強度和屈服強度；Su、SY工作室溫的抗拉強度和屈服強度

ГОСТ[σ]=Min{RmT/2.6、Rp0.2T/1.5、RmtT/1.5}比ASME大

其中：RmT設計溫度的抗拉強度，Rp0.2T設計溫度的屈服強度，RmtT時間t的持久強度4/25/202579核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備4/25/202580核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備韌性韌性要求主要是針對核一級設備材料；輻照影響；有害元素PS。，堆芯部件P，Cu控制，對脆化影響如，對以及設備的材料的要求4/25/202581核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備疲勞特性對不同材料的疲勞性能曲線見第Ⅲ卷第一冊限定性附錄Ⅰ的圖Ⅰ-9.1－Ⅰ-9.6,

注意：這些疲勞曲線使用的材料強度范圍和溫度范圍。4/25/202582核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備2，NB-2500檢驗和修補：注意承壓材料的檢驗，驗收標準和修補〔注意1989版開始增加了鑄件產品的檢驗要求，見表NB-2571-1；泵，閥鑄件超聲檢驗，射線檢驗，磁粉檢驗，液體滲透檢驗；和母材焊接反修的規(guī)定等〕。3，材料的復驗：ASME規(guī)定較寬泛，不一定不須，NPT材料可以認可出廠結果。核心是要求檢驗的可控性。4，NB-2600材料的質量管理大綱：4/25/202583核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備NB-2430焊縫金屬試驗機械性能試驗；化學分析試驗；δ-鐵素體含量的測定。NB-2432、2433對化學分析試驗和δ-鐵素體含量的測定進行了很具體的規(guī)定。

4/25/202584核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備3000章設計設計總那么ASMENB－3100、RCC—MB3100〕設計參數(shù)：有設計溫度，設計壓力，設計機械載荷；載荷準那么的載荷條件：有內壓、外壓、沖擊載荷、自重、規(guī)定的當?shù)氐娘L，雪載荷，振動載荷及地震載荷、支承等的反作用力、溫度效應。工況：按NCA分級，設計工況〔A工況〕；使用工況〔B工況〕：對規(guī)定為B級限制的工況的持續(xù)時間應列入設計任務書；C工況：對規(guī)定為C級限制的所有工況，當Sa＞圖I-9疲勞曲線106次對應值時必須不大于25次；D工況：考慮變形失穩(wěn)。其他通用設計規(guī)那么：尺寸標準、外壓、密封、附件、腐蝕防護、開孔補強、法蘭和螺栓設計等。4/25/202585核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備規(guī)那么法設計和分析法設計設計方法規(guī)則法設計分析法設計使用設備核一級設備有要求的核二級設備特殊要求非核級設備核二級設備核三級設備非核級設備設計內容規(guī)范規(guī)定的結構設備形式進行設計，通過規(guī)范給出的公式確定設備的壁厚、開孔補強、連接結構、法蘭、螺栓等按規(guī)范規(guī)定設計結構的主要形式和壁厚等參數(shù)，進行機構的應力分析、疲勞分析，按不同工況限制進行應力校核，進行極限分析和屈曲分析。使用標準第Ⅲ卷NB分卷NB3200NC分卷NC3200第Ⅷ卷第二冊－－另一規(guī)程第Ⅲ卷NC分卷NB3100ND分卷NC3100第Ⅷ卷第一冊4/25/202586核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備分析法設計〔一級設備或規(guī)格書特別要求〕ASME NB-3200分析法設計〔1〕考慮因素：NB-3211合格要求：〔A〕應力強度＜限值〔NB-3100和Ⅱ卷PD，SⅠ表2A，2B，4〕〔B〕遵守NB-3100規(guī)那么；〔C〕對產生壓縮應力的結構除還必須考慮臨界翹曲應力；〔D〕提供防止無延性斷裂方法，并滿足計算使用和試驗工況〔附錄G方法〕；管、泵和閥材料大于2〔1/2〕in〔64mm〕建立最低使用溫度不低于RTNDT+1000F；管、泵和閥材料小于2〔1/2〕in〔64mm〕必須符合或低于建立的最低使用溫度，或建于設計規(guī)格書規(guī)定值。4/25/202587核電站設備設計制造標準標準

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ASME標準NB分卷一級設備分析法設計〔3〕應力強度和應力分類計算該部件受各種載荷的應力分量，可以使用任意經過驗證的方法，并將每種應力值規(guī)入如下的一類或一組：〔a〕總體一次薄膜應力，Pm；〔b〕局部一次薄膜應力，PL；〔c〕一次彎曲應力，Pb；〔d〕膨脹應力，Pe；〔e〕二次應力，Q；〔f〕峰值應力，F(xiàn)；容器的應力分類：ASME表NB-3217-1管道的應力分類：ASME表NB-3217-24/25/202589核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備分析法設計〔3〕應力強度和應力分類〔續(xù)〕對每一類應力，計算出由不同類型載荷引起的σt的代數(shù)和。對其余5種應力分量進行同樣的計算。也必須考慮這些應力分類的某些組合。分析法設計的“應力強度〞：用以下關系式計算應力差S12、S23、S31：S12、=σ1-σ2，S23、=σ2-σ3，S31、=σ3-σ1；應力強度S為S12、S23、S31中絕對值最大者?！鲬Σ睿?倍的剪應力，；——剪應力強度理論。4/25/202590核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備分析法設計〔4〕各種工況應力限制適用于除螺栓以外的承壓部件螺栓結構的分析和驗收準那么：NB-32304/25/202591核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備分析法設計〔5〕疲勞分析：疲勞累積損傷系數(shù)U≤1NB-3222.4曲線I-9.1,I-9.2.1,I-9.2.2,I-9.3,I-9.4〔6〕其它特殊限值：剪應力與其限值；支承應力與限值；螺栓應力與限值等，在有關計算時介紹。〔7〕防非延性斷裂〔附錄G〕：NK1＜K1R；K1的計算附錄G；K1R的試驗方法，包絡值。在防非延性斷裂專題。注：RCC－M的防斷裂設計更寬泛，PTS工況大于1/4壁厚仍可以分析4/25/202592核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備容器設計NB3300容器的整體結構設計，容器的厚度設計等與NB的要求相同。尺寸：圓柱殼壁厚t=〔PR〕/〔Sm-0.5P〕;或t=〔PRo〕/〔Sm+0.5P〕;開孔補強設計用Smt替代NB的Sm來確定補強范圍和補強厚度，其他可采用NB-3330有關公式。開孔補強按NB-3332；一般補強面積A=dtrF；F修正值見圖NB3340容器的結構分析按NB3200的要求，對承壓邊界和螺栓進行結構的應力校核。分析包括結構的應力校核、變形分析、疲勞壽命分析等。不同工況的載荷與應力限制見前面表格。4/25/202593核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備容器設計NB3350焊接結構設計容器焊接結構設計：焊接接頭分類分A、B、C、D類；帶墊板B類接頭疲勞減弱系數(shù)不小于2；局部焊透焊縫疲勞減弱系數(shù)不小于4。見圖NB-3351-1。4/25/202594核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備泵的設計〔1〕

范圍：泵殼，泵入口管和出口管；泵蓋；夾緊環(huán)；密封套和密封壓蓋；相關螺栓連接件；泵內部的熱交換器管道；泵輔助連接接管；與泵連為一體的構成壓力邊界局部；連接到承壓邊界的安裝支腳或支座；〔2〕

不包含：泵軸設計，見Ⅲ附錄S；葉輪非結構上內部構件設計，見附錄U〔3〕

結構材料設計：接管大于4英寸泵：滿足NB3100，NB-3200，附錄Ⅱ要求，〔NB-3414，NB3430〕；防止非延性斷裂按NB3211〔d〕，即材料厚大于2〔1/2〕英寸〔64mm〕最低使用溫RTNDT+1000F，材料厚小于2〔1/2〕英寸滿足NB3232〔a〕要求在或低于最低使用溫按設計規(guī)格書〔1989改〕；二、三級泵無防脆斷要求小型泵設計滿足NB3100，附錄Ⅱ要求，有矛盾按NB3400。4/25/202595核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備泵的設計〔4〕

承壓部件尺寸：最小進出口壁厚：t=0.5√(tmrm);rm=rI+0.5tm;tm=x-x，y-y截面入口或出口平均壁厚；C型泵殼壁厚：t=〔0.63PA〕/Sm；A泵殼內側渦室尺寸：〔5〕

附屬結構設計：隔舌端部應力，可能產生局部的高應力，設計是否適當可實驗應力分析?！?〕

出入口按開口補強設計；同容器的補強方法。4/25/202596核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備泵的設計〔9〕結構應力分析：核一級泵的承壓邊界按NB-3200的要求進行，分析法，第三強度理論；核二、三級泵的承壓邊界按NC-3200/ND3200的要求進行，第一強度理論。飛輪的結構完整性設計；接管載荷的影響?！?0〕地震載荷：載荷注意連接管載荷和地震載荷，重點考慮支撐部件的地震響應；抗震試驗驗證。4/25/202597核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備閥門設計核一級閥門NB-3400核二級閥門NC3400核二級閥門ND3400閥門設計〔1〕

材料選擇：與回路介質的適用性，抗輻照要求。〔2〕

結構分析最小壁厚：按ANSI16.34的相應要求確定。承壓邊界：核一級閥門：滿足NB-3530——NB3646.2，還應滿足NB-3200中二次應力和疲勞分析規(guī)那么〔NB-3222.2和NB3222.3，NB-3222.4〕；核二、三級閥門：NC3500、ND3500的要求，4/25/202598核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備〔A〕

滿足NB-3530——NB3646.2未考慮熱應力時，還應滿足NB-3200中二次應力和疲勞分析規(guī)那么〔NB-3222.2和NB3222.3，NB-3222.4〕；〔B〕不須疲勞分析時，滿足〔1〕NB-3530。NB-3546，估算二次應力用NB-3200代替NB-3545.2，而不考慮NB3545.3；〔2〕滿足NB-3530和NB-3541按附錄Ⅱ實驗應力分析并滿足NB-3200機械載荷引起一，二次應力規(guī)定：〔管產反作用力按產生0.5Sy拉伸屈服強度應力的載荷和1倍彎曲和扭轉屈服強度應力的載荷來確定。〕。二次熱應力按NB——3200或NB-3545計算?！睠〕滿足NB-3530和NB-3541，附錄Ⅱ實驗應力分析時可用NB-3200確定設計是否合格。二次熱應力和管道反作用力按NB3512.2〔b〕進行，按NB3200，NB-3550疲勞分析；4/25/202599核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備〔D〕可不滿足NB-3540，設計一種端部焊接閥門，承壓局部滿足NB-3200并滿足：〔1〕設計計入地震、最大閥桿力、封閉力、裝配力。。。產生的壓力溫度和機械影響。對A級使用限〔管產生反作用力按產生0.5Sy拉伸屈服強度應力的載荷和1倍彎曲和扭轉屈服強度應力的載荷來確定〕，設計任務書寫入B、C、D限制下，必須考慮的載荷和操作要求。〔2〕代替滿足NB-3200的Sm對鐵素體閥體閥蓋材料的許用應力強度應采用Ⅱ卷PDS1表1A；對表ⅡPDS1表2A、2B，應采用降低了許用應力強度值，由屈服強度×0.67得出表Y-1?！?〕至少對一個閥門模型進行試驗；〔4〕編制設計報告；〔5〕對閥門水壓試驗。4/25/2025100核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備閥門設計〔3〕

驅動機構核級電動裝置，E1級要求的電裝?！?〕

性能試驗ANSI16.34,16.41的相關要求。閥門水壓試驗：試驗壓力確實定；冷態(tài)性能試驗：密封性能、流阻系數(shù)、開啟力矩等；熱態(tài)性能試驗：老化試驗：溫度老化、機械老化、輻照老化等；抗震性能試驗：根據(jù)不同制定試驗大綱?！?〕

抗震性能試驗加分析。4/25/2025101核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備管道設計NB-3600管道設計：分標準管道制品〔直管，彎管，相貫管件，斜接件，封閉件，法蘭接頭漸縮管〕和其它管道制品的承壓設計和管道制品分析。A管系設計：承壓設計：主要計算壁厚如受內壓直管最小壁厚:tm=〔PD0〕/〔2〔Sm+Py〕〕+A；tm=[〔Pd+2A〔Sm+Py〕〕/[2〔Sm+Py-P〕]；管道工作壓力Pa=〔2Smt〕/〔D-2yt〕；y=0.4,；A附加厚度.管道的布置和應力水平與使用環(huán)境，膨脹與撓性件，管道載荷，支撐和阻尼布置有關。4/25/2025102核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備管道設計

B管道的應力分析一次應力一次應力＋二次應力這兩個公式是管道承壓設計中的根本，假想管道破裂點的選擇也是依據(jù)這兩個公式相關其他工況要求NB36004/25/2025103核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備管道應力限值：4/25/2025104核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備4/25/2025105核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備4/25/2025106核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備C管件的設計主要考慮設計與制造工藝的關系：如變形減薄彎管須考慮彎曲半徑與壁厚關系；其它管制品須實驗應力分析或求爆破壓力P=〔2St〕/D0，S管材最小抗拉強4/25/2025107核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備4/25/2025108核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備〔1〕制造過程中的材料檢驗〔NB-4100〕機械性能和沖擊復驗：超出熱處理工藝評定的熱加工機加工過程中的外表檢驗：大于10%壁厚或3mm〔取小者〕也做的加工標記的移植：承壓材料應保持標識材料的修補：制造和安裝中發(fā)現(xiàn)不滿足NB-2500的缺陷，那么材料為不合格；如果按NB-2500對產品進行了修補，除下述情況材料仍可用：修補深度沒有限制補焊坡口外表檢驗時間需按NB-5130的規(guī)定補焊后要按NB-5130檢驗，超過10%截面厚度或10mm的補焊要專門編制報告〔包括補焊位置及尺寸圖、焊材標識、WPS、熱處理、檢驗結果〕。4/25/2025109核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備〔2〕切割、成形和彎曲工藝〔NB-4200〕熱切割焊接接頭、破口、附件或缺陷時，應考慮預熱，參見附錄D熱成形定義為高于121℃低于材料下臨界轉變溫度時的成型，主要考慮對沖擊值的影響，不降低沖擊值或經后續(xù)熱處理可以恢復沖擊值的所有加工方法均可使用4/25/2025110核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備〔3〕核級設備的成形工藝評定條件：評定試驗材料與設備使用材料具有相同規(guī)格、等級和熱處理狀態(tài)，相近的性能。這些試驗用來證實成形工藝可以保證成形后還具有NB—2300要求的沖擊性能。具備如下條件的成形過程不需要進行工藝評定：a．取沖擊試樣前已完成熱成型的材料，如鍛件；b.成形工藝后需要進行取樣性能測試,且試塊經受的熱處理能代表產品經受的熱成型工藝和熱處理；c．不要求沖擊性能的材料；d．最小應變小于0.5%的成形過程或最終應變小于預先評定的工藝規(guī)程的材料成形過程；e．成形后相應按每爐和每批進行NB—2300所要求的沖擊試驗的材料成形過程；但凡不滿足以上a—e5條的成形工藝均要進行工藝評定所有焊接工藝按NB4300及第Ⅸ卷要求進行工藝評定4/25/2025111核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備成形評定試驗變形前后各用三個試樣以評定成形和相應的熱處理的影響；取樣應按NB2000在試樣變形的拉伸側；按NB4213的方法計算成形工藝的應變率；工藝規(guī)程評定使用與材料制造中采用的相似的彎曲方法或直接拉伸試樣，來模擬工藝的外表最大應變率；每爐取足夠的試樣進行沖擊試驗，按NB2300進行試驗或測量TNDT4/25/2025112核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備重新成形評定：對于以下情況進行重新工藝評定a．焊后熱處理保溫時間大于評定時間或未進行熱處理；b．實際工藝過程的變形率大于已評定的過程的5%以上；C.成形或彎曲過程所用的溫度高于120℃，而未進行熱處理。4/25/2025113核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備4/25/2025114核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備NB-4200成形公差NB-4221.2規(guī)定了外壓容器的最大偏差；NB-4222規(guī)定了成形容器封頭的偏差；NB-4223規(guī)定了管子成形或彎曲的公差：橢圓度不超過下式確定的8%：

100*(Dmax.–Dmin.)/D04/25/2025115核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備裝配和對中〔NB-4230〕定位焊:用來保持對中的定位焊，在完成任務后應去除，或修磨其端部，使它們與最終焊縫能很好地熔合；定位焊應由合格的焊工采用合格的焊接工藝規(guī)程來焊接；當定位焊縫將成為完工焊縫的一局部時，應對它們進行目視檢查，并應徹底去除掉有缺陷的定位焊縫。NB-4232雙面焊部件的對中要求表NB-4232-1列出了雙面焊縫的最大錯邊允許值；球形容器上的接頭、封頭內的接頭、以及圓筒形殼體和半球形封頭之間的接頭，應滿足表NB-4232-1縱向接頭的要求。4/25/2025116核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備焊接工藝評定〔NB-4300〕NB-4320焊接評定、記錄和識別標記NB-4321評定要求進行規(guī)定的焊接工藝評定及焊工評定；所使用的焊接工藝以及焊工和焊接操作工的評定必須有記錄。；當焊接受壓件上的永久性或臨時性附件時，以及它們的定位焊縫，使用的焊接工藝及焊工均應進行評定；4/25/2025117核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備評定的轉讓由某一證書持有者進行的焊接工藝規(guī)程評定試驗，以及焊工和焊接操作工的技能評定試驗，除本標準第Ⅸ卷QW-201和QW-300.2規(guī)定的以外，不能證明這些焊接工藝規(guī)程對任何其它證書持有者也是合格的，亦不能證明該焊工或焊接操作工能夠為任何其他證書持有者進行合格的焊接。沖擊試驗要求母材中有一種要求進行沖擊試驗，就要對焊縫金屬及熱影響區(qū)進行沖擊試驗焊縫金屬熱影響區(qū)4/25/2025118核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備指導施焊、檢驗和修補的規(guī)那么〔NB-4400〕對墊環(huán)的要求：一般情況下管道上不采用墊環(huán)。當按照NB-3352允許采用永久性墊環(huán)時，采用的墊環(huán)材料應與母材相容，且應當是連續(xù)的，墊環(huán)的任何拼接接頭應采用全焊透焊縫焊成，襯墊銷釘不應當熔入焊縫內。錘擊：為使變形減到最小，可以進行有控制的錘擊。除非焊縫進行焊后熱處理，否那么第一層焊縫和焊縫金屬的根部以及最后一層焊縫都不得采用錘擊。在焊接全焊透雙面焊接接頭的第二面以前，應采用適當?shù)姆椒?，例如風鏟、打磨或熱刨等方法加工焊縫根部。如果由于任何原因停止焊接，那么在重新開始焊接時要特別小心，以獲得所要求的焊透和熔合。對于埋弧焊建議在弧坑處鏟出一個凹槽。當采用單面焊焊接時，應特別注意使被連接的兩個部件對中，并離開一定距離，使接頭的底部在焊縫全長度上完全焊透和熔合。4/25/2025119核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備指導施焊、檢驗和修補的規(guī)那么〔NB-4400〕焊縫金屬缺陷修補的規(guī)定外表缺陷的消除當焊縫金屬外表的缺陷可以用打磨或機加工方法消除，且滿足以下條件時，可不必用焊接方法修補。消除缺陷后剩余截面厚度符合NB-3000設計要求；缺陷消除后，凹陷與周圍外表平滑過渡；平滑過渡后，該部位要求按NB-5110用磁粉法或液體滲透法進行檢驗，檢驗結果滿足NB-5300的合格標準，以保證缺陷完全消除或已減少到允許的限值內。4/25/2025120核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備焊縫金屬缺陷修補的規(guī)定一般焊縫金屬缺陷的修補要求缺陷的去除：可采用機械方法或熱刨法去除。準備修補的區(qū)域應按要求采用磁粉法或液體滲透法進行檢驗且滿足相應合格標準。焊縫的修補：應采用評定合格的焊接材料、焊工資格和補焊工藝規(guī)程來進行。修補區(qū)的過渡：修補后的外表應與周圍外表平滑過渡。修補的檢驗：補焊焊縫應按照原始焊縫的要求重新進行檢驗〔NB-4453.4〕。修補區(qū)的熱處理：修補區(qū)應按照標準及工藝規(guī)程要求進行熱處理。4/25/2025121核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備4/25/2025122核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備記錄要求NB-4622.2所有焊后熱處理都應作出“時間-溫度〞記錄，供“檢驗師〞審核用。時間-溫度記錄上應有焊縫零件或部件的識別標記，作為永久性記錄。保溫時間名義厚度定義NB-4622.3保溫時間NB-4622.4不同P值焊后熱處理要求NB-4622.5：較高溫度材料與非承壓設備焊接NB-4622.6：控制承壓材料的熱處理溫度免作焊后熱處理的條件NB4622.7/8，如有色金屬焊接等。4/25/2025123核電站設備設計制造標準標準

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ASME標準NB分卷一級設備4/25/2025126核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備加熱和冷卻速率要求NB-4623在425℃以上，加熱速率和冷卻速率應不超過220℃/小時除以熱處理材料最大厚度的25mm的倍數(shù)，但不超過220℃/小時，亦不低于56℃/小時。在加熱和冷卻過程中，在任何4.5m的焊縫長度間隔內，溫度的變化不應大于140℃。例外情況：P-No.6材料可從表NB-4622.1-1規(guī)定的保溫溫度下空冷P-No.7材料，溫度在650℃以上不應超過56℃/小時，650℃以下時應足夠快以防止脆化。焊后熱處理的方法NB-4624：爐內一次或屢次加熱，局部加熱，工件內部加熱4/25/2025127核電站設備設計制造標準標準

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ASME標準NB分卷一級設備5000章一級設備的檢驗〔NB-5000〕4/25/2025129核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備核設備的檢驗〔1〕一級設備建造過程中的檢驗可以采用NB-5000規(guī)那么。〔1〕焊縫坡口外表檢驗容器厚度大于1英寸的焊縫A、B、C、D類焊縫接頭以及其他設備內類似承壓焊縫的所有焊接坡口外表，應采用磁粉法或液體滲透法檢驗。焊縫坡口外表檢驗NB-5130材料厚度等于或大于50mm的A、B、C、D類焊接接頭和類似的焊接接頭的所有焊縫坡口加工外表，都必須用液體滲透或磁粉法進行檢驗，驗收標準如下：大于1.5mm的顯示為相關顯示；片狀的不連續(xù)缺陷，如長度不超過25mm是可接受的，不必進行修補。超過25mm，其范圍必須用超聲波來確定，且必須進行焊補。不可接受的其它非片狀相關顯示有：任何長度大于5mm的線性顯示；大于5mm的圓形顯示；在一條直線上有4個以上缺陷顯示，缺陷邊緣間距等于或小于1.5mm?！?〕容器A類焊縫和類似的管道、泵和閥門的縱向對接焊接接頭NB-5210的規(guī)那么；100%RT,外外表和可接近內能外表及15mm母材區(qū)MTorPT4/25/2025130核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備核設備的檢驗〔2〕〔3〕容器B類焊縫接頭及管道、泵和閥門的類似環(huán)向對焊接接頭(周向對接焊縫)NB-5220的規(guī)那么：100%RT,外外表和可接近內能外表及15mm母材區(qū)MTorPT進行體積探傷及滲透或磁粉探傷管道、泵和閥門的環(huán)向焊接接頭對接：進行體積探傷及滲透或磁粉探傷角焊逢：滲透或磁粉探傷4/25/2025131核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備核設備的檢驗〔3〕〔4〕容器C類焊縫和適用子管道、泵和閥門的類似焊縫NB-5230規(guī)那么：100%RT,外外表和可接近內能外表及15mm母材區(qū)MTorPT容器C類全焊透對接接頭和其他設備類似接頭進行體積探傷及滲透或磁粉探傷容器C類全焊透角接接頭和其他設備類似接頭進行射線或超聲檢驗和滲透或磁粉探傷2型C類全焊透角接接頭類似圖NB-4243-1〔d〕〔e〕〔f〕要求對熔合區(qū)和焊縫外表以下母材金屬進行超聲檢驗以驗證沒有未熔合和層狀缺陷。C類局部焊透接頭和角焊縫和其他設備類似接頭進行滲透或磁粉探傷〔5〕容器D類焊縫和適用子管道、泵和閥門的類似的接管焊縫NB-5240的規(guī)那么。所有D類焊接接頭(按NB-3551．4的定義)以及其他設備中的壓力邊界焊縫，應按照以下要求進行檢驗。4/25/2025132核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備核設備的檢驗〔4〕〔6〕角焊縫、局部焊透、插套焊縫和附件焊縫除NB-1132.1規(guī)定的非結構性附件外，角焊縫、局部焊透及插套焊縫外外表及15mm母材區(qū)MTorPT結構附件應進行MT或PTNB-5250

〔7〕永久性附件規(guī)那么NB-5260。外外表面及15mm母材區(qū)MTorPT〔8〕特殊焊縫密封焊：MT、PT覆蓋層：PT密封面堆焊：PT且用材料厚度小于15mm的驗收標準管子與管板：PT釬焊：去除焊渣后目視或用儀表間接目視電子束焊：在相應形式焊縫檢驗之后+UT電渣焊：在相應形式焊縫檢驗之后+UT4/25/2025133核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備核設備的檢驗〔5〕焊縫的驗收標準NB5300射線檢驗NB5320：裂紋、未熔合和未焊透；超標缺陷：T<19mm<6.3mm57mm>T>19mmT/3mmT>57mm19mm;焊根長形顯示大于以上規(guī)定12T內總長大于T的直線顯示排列超出附錄VI的圓形顯示4/25/2025134核電站設備設計制造標準標準

ASME標準NB分卷一級設備核設備的檢驗〔6〕焊縫的驗收標準NB5300超聲檢驗NB5330：超出基