俄美核电阀门规范的技术要求差异【DOC精选】.doc

俄美核电阀门规范的技术要求差异阀门招聘网所采用的主要规范作简要介绍，并重点对俄2级阀门和ASME1级阀门的主要技术要求差异作对比论述，以研究、探讨两个规范系列在核电阀门级别上的等同性，同时分析俄、美两国规范体系对核级设备要求的异同，最后确定俄2级阀门与ASME1级阀门不能完全等同的结论。 关键字： 阀门 规范 差异 试验 1 背景介绍 田湾核电站采用俄罗斯V-428型压水堆核电机组设计，一期建设2座100万千瓦核电机组。 根据中、俄两国协议，田湾一期的主要设备都由俄罗斯设计、制造并供货，但数字化仪控设计和部分机械设备（稳压器安全阀、安全壳隔离阀、设冷水系统板式热交换器等）由俄罗斯提供设备技术规格书，业主组织进行第三国采购。 由于俄方提交的设备技术规格书中只采用俄罗斯的核电规范，且设备的级别为俄罗斯级别，而第三国供货商大都采用美国ASME规范或法国RCC-M规范，这样在第三国采购合同谈判中出现了设备级别的转化问题。由于不同规范系列无法完全等同，经中、俄和第三国供货商阀门专家的共同商谈，决定按照设备执行功能转化成ASME或RCC-M相应规范级别，同时要求供货商遵照俄规范要求修订一些制造、检验要求，保证不低于俄规范要求，使合同得以签订。但后来俄方又提出“俄2级阀门相当于ASME1级阀门”，并要求修改合同，最终业主经筛选将部分2级阀门升为1级。 对于俄方结论，以下问题仍需探讨： （1）俄2级阀门与ASME1级阀门是否确实完全相当；（2）俄、美两个规范体系在核电阀门的材料、设计、制造、安装、检验及试验方面的技术要求是否存在差异，存在哪些主要差异。 本文尝试将两个规范对核电阀门的技术要求进行对比，并考虑到俄罗斯1级、2级设备的规范技术要求几乎完全一样，以及俄核电站实际设计没有1级阀门，故选择针对俄2级阀门与ASME1级阀门的主要技术要求差异进行对比论述，希望为以上问题找到一个合理正确的答案和一些可以操作执行的建议，以期对未来与俄罗斯合作的核领域项目有所帮助。 2 俄、美核电阀门所采用的主要规范 俄、美对核电阀门要求所涉及的规范较多，限于篇幅，这里不一一列出，以下只对通常不太熟悉的俄核电阀门所涉及的主要规范，进行简要描述。 2.1俄罗斯核电阀门所采用的主要规范 （1）核电站安全保障总则（O∏Б-88/97，∏HAЭΓ-01-011-97简称“O∏Б-88”）。是俄标中层次最高的核电标准，相当于我国的HAF102，是必须遵照执行的法规。该法规对俄核动力厂安全保障的基本原则、系统和部件分级（根据部件对安全的影响分为1、2、3、4级）、核动力厂及其系统设计时的基本安全原则，以及核动力厂运行安全保障作出了相应规定； （2）核动力装置设备和管道的设置及安全运行规范（∏HAЭΓ-7-008-89，简称“008设备设置及安全运行规范”）。是俄罗斯核安全监督当局为各种类型反应堆（包括压水堆、石墨堆、钠冷却剂快堆等）核动力厂（包括核电厂、核供热厂、核热电厂等）设备和管道的设置及运行（但不包括退役）规定的总管理要求，它实际上包括了设备和管道（不是全部设备和管道，如阀门、包容系统部件和控制棒执行机构等另有专门规范作出相应规定）在设计、制造和安装方面的总要求，但某些专业性比较强的部分，如强度计算、焊接材料和焊缝的检验等，另行设置专门规范，而在本规范中只提原则要求。该标准根据设备和管道所在系统对核动力装置安全的影响程度，将核动力厂的设备和管道划分为质量A、B、C三类（类似ASME或RCC-M的规范级），按“O∏Б-88”的分级原则，它们分别属于安全1、2、3级； （3）核电站设备和管道阀门的通用技术要求（OTT-87，简称“OTT-87”）。是俄制定核电阀门设计、制造和试验要求的主要文件，它是俄罗斯国家核安全局在1991.9.11对1987.9.4版本修改后批准的，该文件是阀门设计和制造必须遵守的； （4）核动力装置设备和管道的强度计算标准（∏HAЭΓ-7-002-86，简称“002强度计算标准”）。该规范包括正文部分和推荐性附录两部分，适用于载热剂温度不高于600的核动力厂设备和管道的强度评定。正文部分包括基本尺寸选择计算、静态强度计算、稳定性计算、疲劳强度计算、抗脆性破坏计算、持久疲劳强度计算、持久静强度计算、渐进性变形计算、地震作用计算和振动强度计算。附录部分包括确定结构材料机械性能的方法和确定强度特性的试验等； （5）核动力装置设备和管道焊接与堆焊的基本规则（∏HAЭΓ-7-009-89，简称“009焊接基本规则”）。该规则规定了在核电厂设备和管道焊接中，各个工序应遵循的准则，包括焊接材料的选用、坡口的加工、定位焊、预热、焊接、焊后热处理、补焊、标识等，可直接用于指导施工； （6）核动力装置设备和管道焊接接头及堆焊层的检验规则（∏HAЭΓ-7-010-