RCC-M标准在核级泵设计中的应用
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摘 要：RCC-M标准是目前国际上关于核电厂设备设计、制造、检验、在役检查等方面具有代表性的规范之一，在核电领域具有极其重要的地位。文章通过对RCC-M标准内容进行研究，总结出如何使用该标准对核电用泵进行设计，从而保证产品质量及运行的可靠性。
关键词：RCC-M标准;核级泵;设计;分级
中图分类号：TM623 文献标志码：A 文章编号：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
核电标准是用来指导和控制核电设备设计制造的有效手段，是核电发展过程中通过试验和工程实践积累的技术和经验的总结。目前，我国的核电项目主要执行ASME和RCC-M两种规范标准体系，其中RCC-M标准主要应用在CPR、ACP、ACPR、EPR等压水堆核电站项目核岛机械设备设计和制造上。
RCC-M标准是法国核电标准RCC系列的一部分，是由法国核岛设备设计、制造及在役检查规则协会为实现核电站机械设备设计和制造的标准化和本地化编制的，共分为5卷、13篇，涵盖核级设备设计、制造以及检验等内容。核级泵作为核电站关键系统的介质输送设备，其可靠性关系到整个核电站的安全，因此，按照RCC-M标准的要求对核级泵进行规范化的设计能够有效地保证产品质量、避免发生事故。
2 设计参数
在核级泵设计前首先要根据RCC-M标准的要求对泵的设计参数进行确定，包括设计温度和设计压力。泵的设计温度不应低于正常运行工况下可能存在的最高温度，需要综合考虑环境温度、介质温度以及摩擦、节流等引起的介质温升。泵的设计压力不应低于正常运行工况下可能出现的最大内外压差，通常取泵的最大入口压和关闭点扬程之和。
3 泵的分级
根据RCC-M标准的分级准则确定泵的设计与制造等级，以便在后续的结构设计、材料选择、分析计算时根据标准对不同级别的要求选用合适的章节来指导泵的设计工作。RCC-M A篇将泵的设计和制造分为三个等级，即RCCM-1级、RCCM-2级、RCCM-3级，根据安全功能和运行条件对泵的级别进行划分，详见图1。
在确定设备安全等级RCC-P的基础上，对泵进行RCC-M分级，通常RCC-P1、2、3级与RCC-M1、2、3级对应。根据泵运行时所承受的压力、温度、循环载荷，可把RCC-P3级的设备定为RCC-M2级、非安全NC级的设备定为RCC-M2或RCC-M3级。
4 泵的设计
RCC-M标准B、C、D篇分别对应RCC-M 1级、2级、3级设备的设计要求，对泵来讲适用范围主要針对属于承压边界的零件，比如泵壳、泵盖、主螺柱/螺母、筒体、进出口法兰等，不涉及泵轴与叶轮、非结构性内部件以及密封组件。
RCC-M标准对泵的水力设计不做要求和限制，一般只需要满足泵技术规格书中要求的性能参数即可，制造商可以根据测绘、对现有水力模型进行优化改进或设计开发全新的水力模型等方式来获得优秀的、适合核电系统需要的水力构件，但由于核电行业的特殊性，通常水力模型需要制作试验装置或样机，经过试验验证后才可以运用在核级泵产品上。
同样，标准对泵的结构设计也未做过多要求，但是在结构尺寸方面，需要根据RCC-M标准要求进行严格的计算分析，尤其对于承压边界，标准规定了零件的最小壁厚、开口补强、应力分析准则等内容，零件的结构尺寸经过校核必须满足RCC-M的要求才能够被认为是足够合理的和安全可靠的。
需要注意的是：在设计过程中，虽然一些结构性零件可以根据流体力学、机械设计学、材料力学以及供应商自己积累的经验进行设计计算，但并不能取代RCC-M标准中所要求的应力分析。
5 泵的材料
对1、2、3级泵的材料选择，在RCC-M标准B2200、C2200、D2200中有明确选材范围，RCC-M M篇则对应各种部件的采购所遵循的具体技术规范。除了必须选择标准规定的材料外，2、3级泵在设计时还应明确泵内部构件的类别，该类别关系到是否需要制作样件以及在后续制造阶段进行无损检测时，需要根据类别选择适用的检验范围及验收准则。以核2级泵为例，承压件和非承压件材料的选取如下。
5.1 RCC-M 2级泵承压件材料清单
根据零部件不同，使用不同的RCC-M规范：（1）泵体构件（泵壳、泵底、冷却水出口或车封套、泵盖、壳体）：M1112 1、2、3级设备用承压碳钢铸件;M1122 1、2、3级设备用承压碳钢铸件;M3204 2、3级设备用马氏体不锈钢锻件;M3208 1、2、3级承压马氏体不锈钢铸件;M3301用于1、2、3级设备的奥氏体不锈钢锻件和锤锻件;M3304用于1、2、3级设备的奥氏体不锈钢钢管（热交换器除外）;M3307 用于1、2、3级设备的奥氏体不锈钢钢板;M3402 奥氏体-铁素体不锈钢制造的1、2、3级设备中的承压铸件。（2）法兰、配对法兰和接管：M1122 1、2、3级设备用承压碳钢铸件;M3301用于1、2、3级设备的奥氏体不锈钢锻件和锤锻件;M3306用于1、2、3级设备的奥氏体不锈钢锻造或轧制棒材和半成品件;M3402奥氏体-铁素体不锈钢制造的1、2、3级设备中的承压铸件。（3）紧固件：M5110用于制造1、2、3级设备中螺栓和驱动杆的轧制或锻造棒材;M5120用于制造1、2、3级设备中螺母的轧制或锻造棒材。（4）紧固件（成品）：M5140压水堆部件中的1、2、3级螺栓、螺钉、螺杆及螺母。（5）管道：M3304用于1、2、3级设备的奥氏体不锈钢钢管（热交换器除外）;M3320用于1、2、3级设备的不用填充金属焊接和其后进行拉拔的奥氏体不锈钢卷焊管（热交换器管除外）。（6）定子衬套：M3306用于1、2、3级设备的奥氏体不锈钢锻造或轧制棒材和半成品件;M3307用于1、2、3级设备的奥氏体不锈钢钢板。（7）缸体：待出版。 5.2 RCC-M 2级泵非承压件材料清单
根据零部件不同，使用不同的RCC-M规范：（1）叶轮：M3201用于压水堆泵A、B、C类非承压内件的铬-镍-钼马氏体不锈钢铸件;M3405用不含钼的铬镍奥氏体-铁素体不锈钢铸造的A、B、C类非承压内件-用于压水堆泵。（2）轴：M3202用于2、3级辅助泵传动轴的马氏体不锈钢锻件或轧制件。（3）带回归导流叶片的扩散段：M3201 用于压水堆泵A、B、C类非承压内件的铬-镍-钼马氏体不锈钢铸件;M3204 2、3级设备用马氏体不锈钢锻件;M3301 用于1、2、3级设备的奥氏体不锈钢锻件和锤锻件;M3405 用不含钼的铬镍奥氏体-铁素体不锈钢铸造的A、B、C类非承压内件-用于压水堆泵。
5.3 泵内构件分类
泵内构件分为A、B、C 3类，其中A类和B类又细分为A1、A2、B1、B2类。分类的依据是叶轮的圆周速度及转子的细长比，分类准则见表1。
其中，U2-叶轮圆周速度，m/s;e-轉子细长比，为叶轮出口宽度与叶轮外径之比。
6 设计验证
核级泵的设计验证一般采用分析法和试验法，分析法除了第4节提到的壁厚、开口补强、应力分析等校核外，还应对泵组进行抗震分析计算。
抗震分析一般通过利用力学理论及有限元方法建立数学模型，计算设备的动态特性（自振频率和振型）和动态响应（如各典型点的位移、速度、加速度、应力、变形等），考核设备的强度、刚度（变形）和位移，验证设备在指定的地震载荷作用下能否正常工作，保持其结构完整性和运行可靠性。泵组抗震分析至少应包括泵、支架和底座、螺栓、驱动设备（电机）、驱动辅助设备（联轴器）、轴的润滑（轴承）和密封系统（机械密封及管路）等。
试验法是指通过对样机或产品进行性能试验、运转试验、耐久试验以及其它有特殊要求的热冲击试验、杂质试验、降压启动试验等，来验证泵在正常及事故工况下的稳定性，是对泵关键部件及整个配套系统设计特性的验证。
7 结束语
核电用泵不仅要满足正常工况下整个核电站主辅系统的稳定运行，还要在事故工况下遏制和缓解事故的发展，其可靠性直接或间接的影响到核电站的安全。核电用泵的特殊技术要求远远多于石油、化工、火电等工业用泵，如耐高温高压、耐辐照、耐腐蚀、抗地震、冲击等载荷作用等，因此以核电标准来规范核级泵的设计过程极其必要。RCC-M标准汇集了法国在压水堆核电站核岛机械设备设计和建造实践中所取得的成果，内容详细具体、专业性和指导性强，以它来做为核级泵设计的依据，能有效避免设计失误、保证产品质量。
参考文献：
[1]AFCEN.RCC-M压水堆核岛机械设备设计和建造规则（2000版+2002补遗）[S].2000.
[2]AFCEN.RCC-M压水堆核岛机械设备设计和建造规则（2007版）[S].2007.
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