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核电设备RCC-M校核标准概述

作者:管理员    发布于:2015-01-16 01:22:11    文字:【】【】【

Ø  核电设备建造规范标准:

国际主要核电站规范标准体系:

ASME规范标准体系(美国)

 RCC-M规范标准体系(法国)

 KTA 规范标准体系(德国)

  ГОСТ规范标准体系(俄国)

 JIS 规范标准体系(日本)

  CSA规范标准体系(加拿大)

ØRCC-M概述

 RCC-M是由法国核岛设备设计建造规则协会(AFCEN)以规范形式颁布的法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则,是压水堆核岛设计和建造规则(RCC)整体中的一部分,主要用于安全级设备。

在我国采用RCC-M规范设计、建造、运行的压水堆核电厂核岛机械设备,除大亚湾、岭澳一期核电厂外,还有我国自主设计、自主制造、自主安装、自主运行的秦山第二期核电厂;扩建的秦山第二核电厂二期工程、岭澳二期工程亦采用了RCC-M规范设计建造;辽宁红沿河、广东阳江、浙江方家山等核电厂核岛机械设备设计建造也采用RCC-M规范;

ØRCC-M的结构

RCC-M分为5卷,其中第一卷为核岛设备,第Ⅱ到第Ⅴ卷汇集了不同技术领域的相应规则:第Ⅱ卷为材料篇,汇集了零件和制品的采购技术规范;第Ⅲ卷为检验方法,规定了破坏性检验和无损检验的实施规则;第Ⅳ卷为焊接篇,规定了焊接操作及其评定规则;第Ⅴ卷为制造篇规定了焊接以外的制造操作规则。

不同设备(安全级)在设计或对设计进行校核时主要采用相应的RCC-M-Ⅰ的篇章:

 (1)A篇汇集了应用本设计建造规则的通用要求;

(2)B、C、D篇分别适用于1、2、3级设备中的各种容器(各种容器、各种换热器)、泵、阀门和管道;

(3)E篇适用于小型设备或部件;

(4)G篇适用于堆内构件;

(5)H篇适用于设备的各种等级的支承件;

(6)J篇适用于低压或常压的各类储罐;

(7)Z篇中汇集了一些技术性附录。

Ø应力分析

在RCC-M中,对应力分析做了详细说明,概括起来,主要是以下几点:

(1)把设备的运行工况进行分类;对于1级设备,分为设计工况、正常工况、紧急工况和事故工况(另加试验工况);②对于2、3级设备分为设计工况、正常工况、异常工况、紧急工况、事故工况(外加试验工况)。

(2)把载荷分为正常运行中产生的,如自重、内压、温度、接管载荷;还有事故工况下的偶然载荷,如地震。

(3)把应力进行分类;将应力分为一次应力、二次应力和峰值应力三类。一次应力中,又分:

总体薄膜应力Pm:是整体截面上的平均一次应力;

局部薄膜应力PL:考虑不连续的局部整体截面的平均一次应力;

弯曲应力Pb:与整体截面形心的距离成正比的一次应力分量。

(4)各工况的载荷组合和应力限制是不同的。

比如1级承压设备在各类工况下适用的最低准则级别如下表所示:

表1-1 各类工况使用准则级别表

工况

载荷组合

适用的最低准则级别

设计工况

持续载荷(正常内压+自重+接管载荷+液压)的最大值

A级准则

正常工况

正常内压+自重+接管载荷+液压

O级准则

紧急工况

正常内压+紧急载荷的增量+自重+异常工况接管载荷+液压+OBE

C级准则

事故工况

正常内压+大管破裂载荷的增量+自重+事故工况接管载荷+液压+SSE

D级准则

Ø分析方法

理论上有3种方法可供选择:弹性分析法;弹塑性分析法;以及实验应力分析法。RCC-M是基于线性弹性理论的方法。由弹性计算得到的应力组合来表达。在某些特殊情况下,为了确定在荷载组合作用下局部和整体变形,可以采用弹塑性分析方法。使用这个方法通常需要大量的计算。实验方法是通过设备或其某些构件几何相似的模型承受荷载的作用,以确定变形和应力,或求出与所研究的损坏有关的安全裕量。

Ø强度理论

计算中,对1级设备采用第三强度理论,即计算最大剪应力。对2、3级设备采用第一强度理论,即计算最大主应力。

校核核电设备的关键步骤包含根据设备的技术特性确定设备应满足的规范,即应力限制;确定结构所受的载荷。从而对设备进行力学分析与应力评定,验证设计是否达到RCC-M规范的强度要求。


 
 
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