RCC-M标准2007版与2000版的差异分析

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。     

基于RCC-M规范的反应堆压力容器快速断裂分析与讨论

对2000版和2007版RCC-M附录ZG中的快速断裂分析评价方法进行对比分析。结果表明:2007版附录ZG的适用范围更广,分析评价过程相对简化,对材料老化的考虑也更加全面。以堆芯筒体段的快速断裂分析评价为例,对基准裂纹的方位参数进行敏感性分析,将2个版本的评价结果进行对比。结果表明:采用2007版附录ZG得到的评价结果安全裕量更大,同时增大了反应堆压力容器压力-温度(P-T)曲线的限制范围,扩大了核电厂运行操作空间。     

对RCC-M规范中奥氏体不锈钢晶间腐蚀试样状态和数量要求的分析

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。     

RCC-M 2007版的改进及对我国相关标准的影响

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.     

RCC-M、RSE-M和ASME中关于核电厂一回路水压试验要求的对比分析

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。     

RCC-M在双相不锈钢选择上的局限及应对措施

介绍双相不锈钢性能特点及类型,结合核电海水泵的应用,并引用双相不锈钢的大量试验分析对比数据,对法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》(RCC-M)在双相不锈钢选择方面的局限与不足进行分析。     

大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进

大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。     

对RCC-M M5110部分材质硬度限值规定的认识与探讨

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。     

核电厂操纵员职业适宜性研究

文章涉及核电厂操纵员的工作任务分析和核电厂事故中相关人误分析的结果。从人机工程学原理出发，提出了包括认知、人格特质、心理健康三个方面的核电厂操纵员职业适宜性心理测评系统，并讨论了该系统的应用方式以及重要性。     

基于RCC-M标准的法兰设计计算方法

以台山核电厂除盐器和安注箱法兰为例,从法兰的运行工况、瞬态分析和计算模型处理等方面详细介绍了在压力、温度、外力和外弯矩等载荷作用下法兰连接的设计计算方法,特别是考虑了容器温度有较大升高瞬态对螺栓和法兰完整性的影响,以及由于过度预紧法兰倾斜角过大对法兰密封性能的影响,为各工程项目中同类法兰的设计计算提供了参考和借鉴。     

核一级承压设备疲劳分析方法

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.     

浅谈新版RCC-M2007的变化

2007版的RCC-M标准是RCC-M(2000版)标准与2002、2005年补遗和2007年的修改结合而成的产物。本文介绍了RCC-M 2007版的更新原因,对引用标准的更新。结合欧盟承压设备指令(PED)和法国核能法令(ESPN)审查管理要求的改变、分级变化以及设备鉴定、材料、制造和焊接、无损检验等各卷章的变化介绍了RCC-M 2007版的更新项。     

RCC-M (rules for design and construction of nuclear components)

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.     

GOTHIC程序在海洋核动力平台反应堆舱安全分析领域的适用性评估

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。      

The French code RCC-M: Design and construction rules for the mechanical components of PWR nuclear islands

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.