ASME锅炉及压力容器规范新材料的批准要求

本文依据ASME．BPV规范，对新材料批准的方针、新材料申请的力学性能及其他性能要求、新材料申请和批准的流程、认可的国家或机构要求及新材料批准的规范案例等方面要求进行了说明和论述，同时对我国材料制造业普遍关心的ASME-BPV规范的核电材料制造取证也进行了简要阐述。     

ASME锅炉规范第Ⅲ卷的设计准则和特点

本文从核电站的发展和 ASME“规范”的简史开始,介绍了“规范”第Ⅲ卷的主要内容,进一步对规范的设计基础和设计准则作了归纳和说明,并对第Ⅲ卷的特点作了讨论。最后以核动力装置结构设计的发展趋势作为结束。     

ASME规范附录Ⅷ在中国应用的若干问题及建议

根据参加的相关审评和监督活动的经验，说明在审评和监督过程中所采取的思路和策略，同时也澄清了就检验方法替代申请所产生的若干问题，并提出了一些建议。     

ASME锅炉及压力容器规范中关于核电厂部件安全裕量的控制

针对ASME锅炉及压力容器规范对如何从材料、设计、制作、试验、检测、建造以及役前和在役运行等各个阶段合理地控制其"安全裕量"做初步论述,并对"安全系数"和"验收准则"这两个定量要求也做了初步解剖。对保证"安全裕量"的控制文件和人员的责任做了简述。     

ASME规范的应用研究工作会议在京召开

2013年5月9日～5月10日,按照《中国先进核电标准体系研究》项目管理例会制度要求,核工业标准化研究所在北京组织召开了其子课题1"ASME规范的应用研究"工作会议。来自核工业标准化研究所、上海核工程研究设计院等8家单位的30位代表参加了此次会议。会议肯定了各专题责任单位上一阶段的     

ASME核规范与标准研讨会在京召开

美国机械工程师学会（ＡＳＭＥ）核规范与标准研讨会于２０００年１０月２４～２６日在北京召开,此次研讨会由中核集团公司科技与国际合作部、核工业标准化研究所与么动吗联合主办,并得到国防科工委、中核集团公司和美国有关方面的支持。参加会议的有５０个单位的１２０名代表,ＡＳＭＥ共派６名专家参加会议。 研讨会以ＡＳＭＥ专家讲解为主,边讲解,边提问讨论,研讨气氛热烈。会议得到了代表们和有关方面的好评。 许多代表都希望今后继续举办类似会议,今后的研讨会宣每次集中研讨一两个课题,以便更加深人。相信这次会议对我国核电设…     

对ASME B&PV规范第Ⅲ卷NB-3200若干分析设计准则的研究

美国机械工程师协会(ASME)锅炉与压力容器规范(简称ASME BPV规范)第Ⅲ卷第1册NB分卷的分析法设计(NB-3200)为核承压部件的设计分析提供了评定准则。首先对核承压部件的失效模式、分析法设计的特点和概貌作了介绍;然后,针对NB-3200中的若干分析设计准则,给出了相应的技术背景,具体涉及安定与棘轮(NB-3222.2)、热应力棘轮(NB-3222.5)、简化弹塑性分析(NB-3228.3)、泊松比修正(NB-3227.6)和疲劳(NB-3222.4)。本文旨在通过对规范条款的剖析,以期帮助使用者更好地理解规范,进而做到对规范的合理使用。     

ASME规范概率评价方法对细颗粒石墨的适用性研究

石墨由于其高中子散射截面和低中子吸收截面特性,被广泛应用于第四代高温气冷堆中作为慢化剂、反射层和堆芯结构,故保证其结构完整性对反应堆的安全运行非常重要。由于石墨材料强度分散,概率论方法评价其失效较常用的确定论评价方法更为合适。目前,美国ASME规范采用的概率方法主要针对NBG-18这种大颗粒石墨,对我国高温气冷堆核电站工程项目采用的细颗粒石墨IG-110的适用性未知。同时,我国成都碳素生产的高温堆备选石墨NG-CT-01颗粒大小与IG-110相似,也为细颗粒石墨。因此,文章研究ASME规范概率方法对细颗粒石墨的适用性,并通过实验数据加以验证。结果表明,对于细颗粒石墨,ASME规范过于保守,低估了材料的强度性能。     

基于ASME规范的核石墨改进概率评价方法研究

核石墨作为慢化剂、反射层以及结构材料广泛应用于熔盐堆与气冷堆中,石墨构件的完整性对反应堆安全运行至关重要。脆性核石墨材料强度分散,相比于确定论方法概率论方法更适合对核石墨构件失效评定。本文基于ASME计算失效概率模型,改进了失效概率计算的分组标准,并运用有限元软件ABAQUS建立了NBG-18核石墨巴西圆盘劈裂模型加以验证。结果表明:与过于保守的ASME模型相比,改进的模型结果更接近于试验数据,同时比KTA3232规范更保守。改进后的模型对试件尺寸比较敏感,对网格敏感度不高。     

浅谈ASME取证中的U_2设计工作

1991年4月至1992年7月,笔者参与了国营524厂的ASME取证工作。现就ASME取证过程中学习ASME规范第八卷第二分册（以下简称Ⅷ-2册）的体会以及U_2设计工作做一个简要介绍。1 ASME规范简介1.1 ASME规范的结构特点 ASME规范的结构特点是它自成体系,无需旁求。其纵向结构为“卷”（Section）、“册”（Divition）、“分卷”（Subsection）、“篇”（Part）、“分篇”（Subpart）、“章”（Article）。其横向结构为十一卷、二十二本。 卷和册可以说是ASME规范的主要部件,ASME规范是以不同的卷（册）相互结合,以形成不同类型的产品标准体系,并以规定符号的钢印做为标志。例如,凡是按照分析设计要求设计、制造的压力容器可打上“U_2”标志钢印。 “U_2”标志压力容器体系由以下4卷构成,即第Ⅱ卷（材料）、第Ⅴ卷（无损检验）、第Ⅷ卷第2册（压力容器另一建造规程）和第Ⅸ卷（焊接评定）。这4卷也是“ U_2”钢印持有者或“U_2”授权证书的申请者所必须拥有的（按NBI指南1990版要求）。     

ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程解析与讨论

ASME 2021版规范提供了316H不锈钢的高温蠕变本构方程。基于正确使用本构方程进行高温设备应变和蠕变损伤评价的目的,本文解析了其各项的物理意义,分析了其关键参数对温度和应力的敏感性,对比了其预测值与ASME规范等时应力应变曲线数据。结果表明：该本构方程由快速瞬态、瞬态和稳态蠕变项来描述蠕变第一、第二阶段,其适用性受蠕变第三阶段起始时间和应力范围的限制,同时方程中快速瞬态蠕变速率常数存在勘误;方程在1 000℉(华氏温度)下所得应变较规范等时应力应变曲线更大,致使应变预测结果相对保守。因此,在满足ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程适用性的前提下,可采用其评价高温设备在950、1 050、1 150℉下的结构完整性,而1 000℉下的相对保守。     

“ASME规范的应用研究”第三次季度协调会在京召开

正按照《中国先进核电标准体系研究》项目管理要求,核工业标准化研究所于2014年1月5日~1月7日,在北京组织召开了其子课题一"ASME规范的应用研究"第三次季度协调会暨2013年度工作总结会议。来自核工业标准化研究所、上海核工程研究设计院、中机生产力促进中心、中国核电工程有限公司、国核电站运行服务技术公司、哈尔滨焊接研究所6家单位的32位代表参加了此次会议。上海核工程研究设计院顾申杰副总工、     

设计S—N曲线的概率估计和ASME法的可靠性评价

基于ＬａｎｇｅｒＳ－Ｎ曲线,提出了设计Ｓ－Ｎ曲线的概率估计方法和ＡＳＭＥ法的可靠性评价方法。Ｐ－Ｓ－Ｎ曲线由文中提出的广义极大似然法估计。方法可应用于处理具有双随机性特征的Ｓ－Ｎ数据,并可推广应用于处理应力控制成组法疲劳试验和极大似然法试验得到的Ｓ－Ｎ数据。     

ASME与RCC焊接工艺评定的对比分析

对ASME-IX《焊接和钎焊评定》与RCC-M S篇进行了对比分析。在焊接工艺评定中,ASME第IX卷所评价的每个焊接方法都列出了重要变量、附加重要变量和非重要变量。从总体看来,RCC-M的焊接工艺评定中需要控制的重要变量比ASME多。很多规定实际上超出了焊接工艺评定的范围。     

HAF003与ASME质量保证体系的对比研究

目前,很多国内核电设备制造厂都面临同样的问题,即质量保证体系既要满足HAF003,又要满足ASME第III卷NCA分卷及NQA-1的要求。《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)与ASME NCA分卷及NQA-1对核电设备制造厂质量保证体系的建立做了明确规定。本文通过对比研究二者的要求,分析了它们的主要特点及存在的异同点,有助于国内核电设备制造厂更深入地了解二者的异同点,对于相似要求可合并描述,对于差异项,应根据具体情况予以规定,为建立统一的核电质量保证体系提供参考。     

关于美国核电标准及ASME对未来先进核电站用标准的策划

美国核电标准发展最早,也最完善.为适应未来核电发展的需要,ASME已牵头开展了对未来先进核能系统所需标准规范的研究,成立了新堆工作组,并与国际上有关组织举行了一系列会议.本文着重介绍了美国核电标准概况,特别是ASME为制订未来核电标准所开展的工作,并提出了我国开展此工作的建议.     

关于关国核电标准及ASME对未来先进核电站用标准的策划

美国核电标准发展最早，也最完善。为适应未来核电发展的需要，ASME已牵头开展了对未来先进核能系统所需标准规范的研究，成立了新堆工作组，并与国际上有关组织举行了一系列会议。本文着重介绍了美国核电标准概况，特别是ASME为制订未来核电标准所开展的工作，并提出了我国开展此工作的建议。     

基于ASME和RSE-M规范的含平面缺陷奥氏体不锈钢核级管道剩余寿命预测方法的数值对比研究

核级管道在加工和安装环节可能存在不同的缺陷。此外,由于核电厂运行条件的影响,管道中可能存在少量缺陷,如裂缝。需要合理预测评估含缺陷管道的剩余寿命,以便安排更换方案,避免对核电厂的效率造成严重影响。本文根据ASME和RSE-M规范,在应力强度因子计算、裂纹扩展分析和裂纹稳定性评价等环节,通过数值对比研究了含有平面缺陷的奥氏体不锈钢核级管道的剩余寿命评估方法,为类似工作提供参考。