美国ASME核规范与AP1000编码系统..doc

美国ASME核规范与AP1000编码系统 第1章 核标准规范的使用依据 美国联邦法规10CFR50“Domestic Licnesing of Production and Utilizition Facilities”附录A“设计总则”第2条“针对自然现象防护的设计基准”中要求，安全上重要的构筑物、系统和部件应设计成能承受地震的作用而不丧失其执行安全功能的能力。这些功能包括：（1）反应堆压力边界的完整性；（2）关停反应堆并将其保持在安全停堆状态的能力；（3）防止事故发生或减轻其后果的能力，这些事故引起的厂外照射可能达到相当于10CFR100规定的照射水平。10CFR100为“反应堆选址准则”。为满足此要求，美国核管会（NRC）发布了管理导则RG 1.29 “抗震设计分类”，介绍了一种可据以确定哪些电厂设施应设计成能承受安全停堆地震的作用的可接受的方法。 10CFR50及其分册50.50a中提出了关于安全上重要的构筑物、系统和部件的设计、制造、安装和试验应达到的质量标准须与其所执行的安全功能的重要性相一致的要求。为满足此要求，NRC发布了管理导则RG 1.26 “质量分组和标准”，介绍了一种可据以确定水冷堆安全上重要的容水和容汽部件如何划为不同质量组的可接受的方法。 10CFR50的50.50a中划出了水冷堆安全上重要的部件中属于ASME规范第III篇规范1级部件的部分，它们都是反应堆压力边界的一部分。这些部件在管理导则RG 1.26中均属于质量A组。安全上重要性较小的含水和含汽部件均定为质量D组。 一般来说，NRC对工业标准（如ASME）采取有条件认可的政策，即根据核安全监管的特殊要求，通过对工业标准的审查，指出那些版本是可以接受，在什么条件下可接受，那些条款是不可接受的，并同时给出相对应的可接受的条款。 ASME规范体系中与核有关的有： ASME BVP 《锅炉压力容器规范》 ASME 0M 《核电厂运行和维修规范》 ASME AG-1 《核级空气和气体处理系统设计规范》 ASME NOG-1 《高架吊车建造规则》 ASME NQA-1 《核设施质量保证大纲要求》 ASME NUM-1 《悬臂或升降吊车建造规则》 ASME N278.1 《自动和电动安全相关阀门功能规范标准》 ASME N509 《核电厂空气净化设备和部件》 ASME N510 《核气处理系统试验》 另外，还有与安装直接相关的下列标准： 核电厂建造阶段机械设备和系统的安装、检验和测试用附加质量保证要求（1975年发布，1981年又发布了附录） 核电厂建造阶段结构混凝土、结构钢、土质和地基的安装、检验以及测试用附加质量保证要求（1978年发布） 核电厂零部件的生姜、安装和运输（1981年发布） 关于ASME规范及其补遗的适用版本，应查阅10CFR50§50.55a《规范和标准》。有关各种ASME规范案例特定的适用范围方面的资料，可根据需要查阅NRC的标准审查大纲5.2.1.2节、RG 1.84和RG 1.85或NRC其它规章。申请者如欲采用上述的标准审查大纲和管理导则所规定的规范案例以外的规范案例，则在使用前应征得核管会的同意，并应证明按所提出的规范案例达到的质量水平和安全水平均为可接受的。 表1-1 按NRC质量分组系统分组的水冷核电厂部件的建造规范和标准一览表 部件 NRC质量分组系统 质量A组 质量B组 质量C组 质量D组 压力容器 ASME（BVP）规范第III篇，第1分册，NB分篇 ASME（BVP）规范第III篇，第1分册，NC分篇 ASME（BVP）规范第III篇，第1分册，ND分篇 ASME（BVP）规范第VIII篇，第1分册 管线 同上 同上 同上 ANSI B31.1动力管线制造厂标准 泵 同上 同上 同上 ANSI B31.1动力管线制造厂标准 阀门 同上 同上 同上 常压储槽 无 同上 同上 API650，AWWA D100，或ANSI B96.1 0-15psig储槽 无 同上 同上 API620 支架 NF、NB分篇 NF、NC分篇 NF、ND分篇 制造厂标准 金属安全壳部件 无 NE、NC分篇 无 无 堆芯支承结构 无 NG、NC分篇 无 无 API ------ American Petroleum Institute AWWA ------ American Water Works Association 第２章　ASME锅炉压力容器规范概述 2.0 前言  美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers 简称ASME)于1911年成立了锅炉与压力容器委员会(BPVC