RCC-M標準在核級泵設計中的應用

屈婷婷 薄海

摘 ?要：RCC-M標準是目前國際上關于核電廠設備設計、制造、檢驗、在役檢查等方面具有代表性的規范之一，在核電領域具有極其重要的地位。文章通過對RCC-M標準內容進行研究，總結出如何使用該標準對核電用泵進行設計，從而保證產品質量及運行的可靠性。

關鍵詞：RCC-M標準;核級泵;設計;分級

中圖分類號：TM623 文獻標志碼：A ? ? ? ? 文章編號：2095-2945（2019）18-0191-02

Abstract： RCC-M standard is one of the representative standards in the design， manufacture， inspection and in-service inspection of nuclear power plant equipment， and plays an extremely important role in the field of nuclear power. Through the study of the content of RCC-M standard， this paper summarizes how to use the standard to design the pump for nuclear power， so as to ensure the product quality and the reliability of operation.

Keywords： RCC-M standard; nuclear grade pump; design; classification

1 概述

核電標準是用來指導和控制核電設備設計制造的有效手段，是核電發展過程中通過試驗和工程實踐積累的技術和經驗的總結。目前，我國的核電項目主要執行ASME和RCC-M兩種規范標準體系，其中RCC-M標準主要應用在CPR、ACP、ACPR、EPR等壓水堆核電站項目核島機械設備設計和制造上。

RCC-M標準是法國核電標準RCC系列的一部分，是由法國核島設備設計、制造及在役檢查規則協會為實現核電站機械設備設計和制造的標準化和本地化編制的，共分為5卷、13篇，涵蓋核級設備設計、制造以及檢驗等內容。核級泵作為核電站關鍵系統的介質輸送設備，其可靠性關系到整個核電站的安全，因此，按照RCC-M標準的要求對核級泵進行規范化的設計能夠有效地保證產品質量、避免發生事故。

2 設計參數

在核級泵設計前首先要根據RCC-M標準的要求對泵的設計參數進行確定，包括設計溫度和設計壓力。泵的設計溫度不應低于正常運行工況下可能存在的最高溫度，需要綜合考慮環境溫度、介質溫度以及摩擦、節流等引起的介質溫升。泵的設計壓力不應低于正常運行工況下可能出現的最大內外壓差，通常取泵的最大入口壓和關閉點揚程之和。

3 泵的分級

根據RCC-M標準的分級準則確定泵的設計與制造等級，以便在后續的結構設計、材料選擇、分析計算時根據標準對不同級別的要求選用合適的章節來指導泵的設計工作。RCC-M A篇將泵的設計和制造分為三個等級，即RCCM-1級、RCCM-2級、RCCM-3級，根據安全功能和運行條件對泵的級別進行劃分，詳見圖1。

在確定設備安全等級RCC-P的基礎上，對泵進行RCC-M分級，通常RCC-P1、2、3級與RCC-M1、2、3級對應。根據泵運行時所承受的壓力、溫度、循環載荷，可把RCC-P3級的設備定為RCC-M2級、非安全NC級的設備定為RCC-M2或RCC-M3級。

4 泵的設計

RCC-M標準B、C、D篇分別對應RCC-M 1級、2級、3級設備的設計要求，對泵來講適用范圍主要針對屬于承壓邊界的零件，比如泵殼、泵蓋、主螺柱/螺母、筒體、進出口法蘭等，不涉及泵軸與葉輪、非結構性內部件以及密封組件。

RCC-M標準對泵的水力設計不做要求和限制，一般只需要滿足泵技術規格書中要求的性能參數即可，制造商可以根據測繪、對現有水力模型進行優化改進或設計開發全新的水力模型等方式來獲得優秀的、適合核電系統需要的水力構件，但由于核電行業的特殊性，通常水力模型需要制作試驗裝置或樣機，經過試驗驗證后才可以運用在核級泵產品上。

同樣，標準對泵的結構設計也未做過多要求，但是在結構尺寸方面，需要根據RCC-M標準要求進行嚴格的計算分析，尤其對于承壓邊界，標準規定了零件的最小壁厚、開口補強、應力分析準則等內容，零件的結構尺寸經過校核必須滿足RCC-M的要求才能夠被認為是足夠合理的和安全可靠的。

需要注意的是：在設計過程中，雖然一些結構性零件可以根據流體力學、機械設計學、材料力學以及供應商自己積累的經驗進行設計計算，但并不能取代RCC-M標準中所要求的應力分析。

5 泵的材料

對1、2、3級泵的材料選擇，在RCC-M標準B2200、C2200、D2200中有明確選材范圍，RCC-M M篇則對應各種部件的采購所遵循的具體技術規范。除了必須選擇標準規定的材料外，2、3級泵在設計時還應明確泵內部構件的類別，該類別關系到是否需要制作樣件以及在后續制造階段進行無損檢測時，需要根據類別選擇適用的檢驗范圍及驗收準則。以核2級泵為例，承壓件和非承壓件材料的選取如下。

5.1 RCC-M 2級泵承壓件材料清單

根據零部件不同，使用不同的RCC-M規范：（1）泵體構件（泵殼、泵底、冷卻水出口或車封套、泵蓋、殼體）：M1112 1、2、3級設備用承壓碳鋼鑄件;M1122 1、2、3級設備用承壓碳鋼鑄件;M3204 2、3級設備用馬氏體不銹鋼鍛件;M3208 1、2、3級承壓馬氏體不銹鋼鑄件;M3301用于1、2、3級設備的奧氏體不銹鋼鍛件和錘鍛件;M3304用于1、2、3級設備的奧氏體不銹鋼鋼管（熱交換器除外）;M3307 用于1、2、3級設備的奧氏體不銹鋼鋼板;M3402 ?奧氏體-鐵素體不銹鋼制造的1、2、3級設備中的承壓鑄件。（2）法蘭、配對法蘭和接管：M1122 1、2、3級設備用承壓碳鋼鑄件;M3301用于1、2、3級設備的奧氏體不銹鋼鍛件和錘鍛件;M3306用于1、2、3級設備的奧氏體不銹鋼鍛造或軋制棒材和半成品件;M3402奧氏體-鐵素體不銹鋼制造的1、2、3級設備中的承壓鑄件。（3）緊固件：M5110用于制造1、2、3級設備中螺栓和驅動桿的軋制或鍛造棒材;M5120用于制造1、2、3級設備中螺母的軋制或鍛造棒材。（4）緊固件（成品）：M5140壓水堆部件中的1、2、3級螺栓、螺釘、螺桿及螺母。（5）管道：M3304用于1、2、3級設備的奧氏體不銹鋼鋼管（熱交換器除外）;M3320用于1、2、3級設備的不用填充金屬焊接和其后進行拉拔的奧氏體不銹鋼卷焊管（熱交換器管除外）。（6）定子襯套：M3306用于1、2、3級設備的奧氏體不銹鋼鍛造或軋制棒材和半成品件;M3307用于1、2、3級設備的奧氏體不銹鋼鋼板。（7）缸體：待出版。

5.2 RCC-M 2級泵非承壓件材料清單

根據零部件不同，使用不同的RCC-M規范：（1）葉輪：M3201用于壓水堆泵A、B、C類非承壓內件的鉻-鎳-鉬馬氏體不銹鋼鑄件;M3405用不含鉬的鉻鎳奧氏體-鐵素體不銹鋼鑄造的A、B、C類非承壓內件-用于壓水堆泵。（2）軸：M3202用于2、3級輔助泵傳動軸的馬氏體不銹鋼鍛件或軋制件。（3）帶回歸導流葉片的擴散段：M3201 用于壓水堆泵A、B、C類非承壓內件的鉻-鎳-鉬馬氏體不銹鋼鑄件;M3204 2、3級設備用馬氏體不銹鋼鍛件;M3301 用于1、2、3級設備的奧氏體不銹鋼鍛件和錘鍛件;M3405 用不含鉬的鉻鎳奧氏體-鐵素體不銹鋼鑄造的A、B、C類非承壓內件-用于壓水堆泵。

5.3 泵內構件分類

泵內構件分為A、B、C 3類，其中A類和B類又細分為A1、A2、B1、B2類。分類的依據是葉輪的圓周速度及轉子的細長比，分類準則見表1。

其中，U2-葉輪圓周速度，m/s;e-轉子細長比，為葉輪出口寬度與葉輪外徑之比。

6 設計驗證

核級泵的設計驗證一般采用分析法和試驗法，分析法除了第4節提到的壁厚、開口補強、應力分析等校核外，還應對泵組進行抗震分析計算。

抗震分析一般通過利用力學理論及有限元方法建立數學模型，計算設備的動態特性（自振頻率和振型）和動態響應（如各典型點的位移、速度、加速度、應力、變形等），考核設備的強度、剛度（變形）和位移，驗證設備在指定的地震載荷作用下能否正常工作，保持其結構完整性和運行可靠性。泵組抗震分析至少應包括泵、支架和底座、螺栓、驅動設備（電機）、驅動輔助設備（聯軸器）、軸的潤滑（軸承）和密封系統（機械密封及管路）等。

試驗法是指通過對樣機或產品進行性能試驗、運轉試驗、耐久試驗以及其它有特殊要求的熱沖擊試驗、雜質試驗、降壓啟動試驗等，來驗證泵在正常及事故工況下的穩定性，是對泵關鍵部件及整個配套系統設計特性的驗證。

7 結束語

核電用泵不僅要滿足正常工況下整個核電站主輔系統的穩定運行，還要在事故工況下遏制和緩解事故的發展，其可靠性直接或間接的影響到核電站的安全。核電用泵的特殊技術要求遠遠多于石油、化工、火電等工業用泵，如耐高溫高壓、耐輻照、耐腐蝕、抗地震、沖擊等載荷作用等，因此以核電標準來規范核級泵的設計過程極其必要。RCC-M標準匯集了法國在壓水堆核電站核島機械設備設計和建造實踐中所取得的成果，內容詳細具體、專業性和指導性強，以它來做為核級泵設計的依據，能有效避免設計失誤、保證產品質量。

參考文獻：

[1]AFCEN.RCC-M壓水堆核島機械設備設計和建造規則（2000版+2002補遺）[S].2000.

[2]AFCEN.RCC-M壓水堆核島機械設備設計和建造規則（2007版）[S].2007.