摘要：盖板门为楼板预留洞口的维护构件,关闭状态下需满足楼板活荷载以及抗震要求。抗震Ⅰ类厂房中的盖板门采用反应谱法进行了抗震计算,并依据rcc-m规范中的要求进行弹性应力评定。

摘要：在核电工程实践中,若设备的具体技术指标相较标准规范过于严格,将会在工程实践中产生大量的不满足设备采购技术文件要求却满足法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规律》(rcc-m)标准规范要求的"达标"不符合项。根据工程实践经验,从3个角度提出使用rcc-m标准的适度性原则,可在一定程度上更加具体规范从业者的行为。

摘要：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。

摘要：本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于rcc-m标准的ROCOCO软件,比较了rcc-m标准与ASmE标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASmE标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。

摘要：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。

摘要：反应堆压力容器在设计及制造期间参照的规范主要是rcc-m《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》,而在役前和在役阶段的检查主要参照的是RSE-m 《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》。通过对比两份规范中关于无损检验,特别是超声检验和涡流检验的要求,找出存在的差异并进行了分析对比,总结了差异产生的原因,并从设计角度提出了协调差异的建议。

摘要：结合工程实践,针对标准对检测仪器与探头性能要求的差异、锻件检测标准应用、支管角焊缝斜射波可检区域、各阶段对焊接接头附近母材检测要求的差异、超声波测厚等问题进行探讨,并提出建议措施,为核岛主设备超声检测标准的制定和设计提供参考。

摘要：目的解决核电厂实际运行中管道壁厚局部减薄缺陷快速评定的需求。方法基于rcc-m规范的设计基本要求和核电厂管道评估的实践经验,基于3个工程化的分析假设,提出一种管道壁厚减薄的快速评定方法。其包含三部分内容:1)最小壁厚计算;2)结构完整性评价;3)功能性评价。分别采用管道壁厚减薄快速评定方法和SYSPIPE软件有限元分析方法对管道减薄案例进行分析。结果1)最小壁厚满足要求;2)管道完整性分析中,正常工况下应力比偏差最大值为0.26,设计工况应力比偏差为0,扰动工况应力比偏差为0.03,紧急工况应力比偏差为0.04,事故工况应力比偏差为0.03;3)管道功能性分析中,一次应力比偏差为0,二次应力比偏差为0.27。在管道正常工况下的完整性评定和管道功能性分析中,开发的管道壁厚减薄快速评定方法分析结果较SYSPIPE软件分析更安全和保守,在其他工况下两者计算结果基本一致。结论管道壁厚减薄快速评定方法是一种通用的工程实践方法,并在国内多个核电机组得到工程实践应用,为电厂实际运行提供了一种快速、可靠的技术分析方法。

摘要：在核电厂运行期间和事故状态下,设备闸门处于关闭状态,与反应堆安全壳一起组成第三层屏蔽,防止放射性物质外泄,是安全壳压力边界的重要组成部分。本文基于ANSYS有限元分析方法和法国《压水堆核电厂机械设备设计和建造规则》(rcc-m)规范理论,对核电厂设备闸门及其支架部件进行了详细应力计算分析,计算分析结果满足rcc-m规范要求。该方法分析全面、正确合理,通过国家核安全局审查。

摘要：核电具有经济环保、可持续等特点。核电用快速接头要求在设计基准地震下能够安全稳定运行。本文以某DN25型号的快速接头为例,建立了快速接头模型,对其进行典型工况分析,采用有限元软件Workbench对其进行模态分析及抗震分析,按照rcc-m规范中相关规定对其进行分析和评价,以验证该设备在地震中和地震后能够保证结构完整性及可运行性。结果表明,此型号快速接头能够满足抗震要求,且弹簧是影响快速接头抗震性能的关键部位。经过抗震试验验证,该型号快速接头满足抗震要求,研究对核电用快速接头的抗震分析具有一定的工程意义。