摘要：法国rcc-mrx规范提供了高温堆、研究堆和聚变反应堆(ITER)的部件及其附属部件和辐射设备的设计和建造规则。它于2009年整合了rcc-MX2008和rcc-MR2007两部规范,可用于防止过量变形、塑性失稳、弹性及弹塑性失稳、渐增性变形、疲劳、蠕变和快速断裂等破坏形式。主要介绍了rcc-mrx规范的分析方法和评定规则,包括破坏类型、操作工况、安全准则以及分析和设计的规则。还对可忽略蠕变/显著蠕变、可忽略辐射/显著辐射的所有组合下的分析和设计规则进行介绍。

摘要：This study investigates the risks of non-conservative piping design according to ASME B31.1 for hightemperature piping subjected to long-term operation at high temperature in a creep regime based on a sensitivity analysis of the hold time. Design evaluations of hightemperature piping were conducted over a range of hold times in the creep regime according to ASME B31.1,which implicitly considers the creep effects, and the French high-temperature design code of the rcc-mrx, which explicitly considers the creep effects. Conservatisms were quantified among the codes in terms of the hold times. In the case of B31.1, the design evaluation results do not change depending on the hold time at high temperature,whereas in the case of rcc-mrx, they do. It was shown that the design limits of rcc-mrx were exceeded when the hold time exceeded certain values, whereas those of B31.1 were satisfied regardless of the hold times. Thus, the design evaluations according to B31.1 did not consistently yield conservative results and might lead to non-conservative results in the case of long-term operations in the creep range.

摘要：高温环境下服役设备常伴随着明显的蠕变现象,如何防止蠕变失效是保证高温装备结构完整性的重要课题。分别介绍了ASME-NH,rcc-mrx和R5中基于应力的高温蠕变失效设计方法,并从设计流程、限制参考应力和设计曲线三个方面进行了对比分析。同时通过以上设计准则,以某高温罐式设备上的接管结构为对象,进行基于应力的蠕变设计分析,对比了各设计准则所得到的蠕变评价结果。

摘要：为了收集、整理和共享来自不同数据源的反应堆材料数据,中科院核能安全技术研究所·FDS团队在前期研究的基础上设计研发了基于网络架构的核反应堆材料数据库平台NRMD(Nuclear Reactor Material Database)。目前该库已收集了法国核电标准rcc-mrx、美国ASME标准等标准数据,以及CLAM钢、F82H钢等低活化铁素体马氏体钢(RAFM钢)的相关性能数据。基于JAVA高级编程语言实现了按材料搜索、按性能搜索及按成分搜索三种不同的搜索方式,在线浏览、下载、打印等数据使用功能,数据的增删改查、批量导入、批量导出等数据管理功能。NRMD的实现为核反应堆材料数据的共享利用搭建了一个良好的平台。

摘要：反应堆存在大量由于焊接造成的类裂纹不连续区,在高温条件下较连续结构更易发生蠕变-疲劳断裂失效。以压力容器贯穿件的类裂纹不连续区为对象,分别基于ASME NH和rcc-mrx规范中的高温蠕变-疲劳评价方法进行了蠕变-疲劳损伤分析,并揭示了rcc-mrx规范特征距离的选取原理。结果表明,在类裂纹不连续区,相比rcc-mrx规范基于等效应力原理的σ-d特征距离方法,ASME NH规范的等效应力集中因子难以精确求取,同时蠕变参数对一次应力较为敏感,导致随着应力集中程度由低变高,蠕变和疲劳损伤系数由略保守变为不保守。建议使用rcc-mrx规范对类裂纹区域进行高温蠕变-疲劳评定。

摘要：蠕变是核电高温设备的主要损伤模式之一,其强度评价是高温设备强度设计中需要重点关注的内容。为系统分析不同蠕变强度评价方法的差异,基于现有主流高温规范规程(ASME,rcc-mrx, R5)中的蠕变强度评价方法,结合典型结构件蠕变试验数据,开展不同蠕变评价方法的定量对比,系统分析保守度差异及产生原因。结果表明:无论ASME规范还是rcc-mrx中的弹性分析方法,其所得蠕变强度评价结果均过于保守;而非弹性分析方法的保守度显著低于弹性分析方法。R5中分析方法的保守度大幅小于ASME规范与rcc-mrx规范,主要由R5中蠕变损伤评价限值S的低安全系数所致。