共查询到15条相似文献,搜索用时 103 毫秒
1.
介绍了RCC-M 2007版在设备鉴定、材料、制造和焊接、无损检验等各卷章的变化介绍了更新项。并对其更新的原因及对国内设计者和制造商的影响进行了分析。针对国内引进法国EPR核电机组设计自主化和设备国产化,对国内设计院和设备制造厂提供借鉴。 相似文献
2.
3.
针对核电业内对RCC-M规范中奥氏体不锈钢的晶间腐蚀试样状态和数量存在的争议,文章从晶间腐蚀试验的原理、目的及规范自身的适用范围进行了分析,认为RCC-MSI620中的基准试样是指焊态试样、对于需要热处理的情况,试样的敏化处理是基于焊后热处理后再敏化。同时,RCCMSI600所要求的三类试样,均应预留相应的晶间腐蚀的对比试样,该要求是隐含的要求。 相似文献
4.
我国已建和在建的多座核电站采用的都是从法国引进的核电技术,这些工程所采用的设计和建造规范基本是法国的RCC系列标准.因此,RCC系列标准,尤其是RCC-M对我国核电行业将会有着长远而重要的影响.文章介绍了RCC-M最新版2007版的改进内容,并对这些改进进行了评述;同时对正在升版的我国国家标准GB/T 16702提出了升版建议. 相似文献
5.
6.
核电厂一回路水压试验是在密封的状态,以水为介质,采用静压方式进行的耐压性试验,其目的是验证压力边界设备的密封性和结构强度,以及设备整体的安全裕度。文章阐述了核电厂一回路系统水压试验的目的和必要性,通过对比分析RCC-M(2000版+2002补遗)、RSE-M(97版+2000补遗)和ASME(2010版)中关于一回路水压试验周期、压力、水温、保压时间和验收准则的差异性,探讨了实施标准化水压试验的可行性,希望为今后实施核电厂一回路水压试验提供一定的参考。 相似文献
7.
8.
9.
RCC-M M5110是核电站1~3级设备螺栓与驱动杆类构件用轧制或锻制棒材采购规范。规范中有部分材质硬度规定了最低和最高值范围;而有部分,特别是部分高强度钢却只规定了硬度的最低值,对最高值没有限制。核电设备用螺栓与驱动杆构件会涉及应力腐蚀开裂(SCC),而SCC与金属材料的力学性能尤其与硬度有关。高强度钢随着强度与硬度的提高,材质的塑性和韧性会下降,机械性能与耐蚀性反而变差。硬度值如没有限制,螺栓与驱动杆构件生产厂也会失控。对RRC-M M 5110材质硬度限值规定如何认识,该文将予以探讨。 相似文献
10.
11.
核一级承压设备疲劳分析方法 总被引:1,自引:0,他引:1
基于Miner线性累积损伤理论和雨流计数法,得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法,并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求,给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法;结合设备实际运行情况,提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法,并给出一个案例.结果表明,瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近,计算结果更加精确. 相似文献
12.
13.
The paper deals with a presentation of the design rules included in the French RCC-M code applicable to mechanical components of PWR nuclear islands and published by the French Society for Design and Construction rules for Nuclear Island Components (AFCEN). Particular attention is paid to the major principles which constitute the background of the rules of the code and to recent developments included in the code. 相似文献
14.
针对海洋核动力平台反应堆舱热工水力分析程序缺乏的现状,以一回路失水事故(LOCA)下反应堆舱压力响应为评价基准,基于安全壳现象识别与排序表(PIRT)分析方法,通过开展LOCA下反应堆舱热工水力现象识别、现象分级研究,建立了反应堆舱PIRT。通过开展GOTHIC程序模型验证矩阵与PIRT的匹配性分析,确认GOTHIC程序在海洋核动力平台反应堆舱热工水力分析领域的适用性。本文分析方法对其他安全分析程序在核电等领域的跨领域适用性评估具有一定参考价值。 相似文献
15.
The RCC-M, “Règles de Conception et de Construction des Matériels Mècaniques des Ilots Nucléaires PWR”, or in English, “Design and Construction Rules for the Mechanical Components of PWR Nuclear Islands”, gathers within one set of rules all design and construction practices relating to the mechanical components of French PWR nuclear islands. This paper is a presentation of the RCC-M. Throughout this presentation the philosophy of the RCC-M will be compared to that of the ASME Code — Section III — Division 1, and related Sections. 相似文献