RCC－M标准2007版与2000版的差异分析

李小燕，胡 岩

（1.上海核工程研究设计院，上海200233；2.中科华核电技术研究院有限公司上海分公司，上海200030）

RCC－M是由法国核岛设备设计建造规则协会（AFCEN）以规则形式颁布的法国压水堆核岛机械设备设计和建造规范，是压水堆核岛设计和建造规则（RCC）整体的一部分。主要适用于与安全有关的、压水堆核岛机械设备。在法国和德国共同合作框架下进行EPR（欧洲先进压水堆）开发时，EPR的设计和建造有一套技术规范——ETCs（EPR TECHNICAL CODE）系列。AFCEN对法国RCC－M和德国KTA（核安全标准委员会安全标准）的有关规定作了比较，在参与完成ETC－M之后又将原RCC－M进行了相应的修改，形成 RCC－M（2007版）。2007版的RCC－M标准是RCC－M（2000版）标准与2002年、2005年补遗和2007年的修改结合而成的产物。RCC－M（2007版）针对EPR项目，其内容不仅适应法国新的审查管理要求［2005年12月12日颁布的法国核能法令（ESPN）］，且与欧洲有关国家的审查管理要求有更多的一致性，也与美国的规范标准有更多的兼容性，并尽可能适应美国的审查管理要求；该标准不仅适合法国国情，也注重与国际规范标准接轨。

根据国家核安全局发布的《第二代改进型核电项目核安全审评原则》国核安函［2007］28号的规定，目前国内大规模建设的二代加核电厂采用的核岛设备设计建造规则是RCC－M 2000版及2002年补遗。而台山EPR项目采用的是RCC－M 2007版。欧洲三代核电厂EPR与国内现有的二代加核电厂在机械设备标准要求上有何差异和提高，是业界比较关心的问题。本文将三代核电厂EPR所适用的RCC－M 2007版与二代加核电厂所适用的RCC－M 2000版（2002年补遗）内容进行全面的梳理和研究，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。旨在为国内设计院和设备制造厂提供借鉴。

1 RCC－M 2007版与2000版差异分析及影响

1.1 核岛设备卷

在核岛设备卷部分，RCC－M（2007版）对原有的一些规定做了修改和补充，并增加了新的内容，提出了一些新的方法。

在A 4250中关于小型设备的定义部分，2000版主要以容积作为定义的条件，没有涉及1级的小型设备，而2007版以压力和容积的乘积作为定义的条件，包括1级的小型设备，相比较2007版的定义更科学，使设计使用时更有依据。在D 4490中2007版取消了2000版特定堆焊用钴基合金硬化表面的规定，并加以说明，强调采用钴基合金来硬化与冷却剂接触的表面必须经用户同意，并根据不同使用场合推荐采用铁基或镍基合金来硬化表面，尽量不用钴基合金堆焊，其原因是与冷却剂接触的钴基合金堆焊表面会带来大量放射性物质，对运行和维修人员带来危害。在2007版的C 3600管道设计中进一步明确了动态载荷的规定，有利于对设备进行疲劳分析，提高了对核2级设备的疲劳分析的要求。G 1100内容变动较大，2007版相对2000版进一步明确了G篇的适用范围定义，使设计者更清楚理解适用于G篇的堆内构件定义和管辖的边界。

2000版的水压试验主要是针对核岛1级主设备和系统，规定简单明确，而2007版中综合了主一次系统（MPS）和主二次系统（MSS）的1级设备和系统的水压试验，因此与2000版相比有较大的区别；同时根据PED（欧盟承压设备指令）的要求，2007版的水压试验要求有变化，如对单一材料的单个压力容器水压试验压力至少为1.43倍的设计压力，在目前国内二代加核电站中反应堆压力容器的水压试验为22.8MPa，而EPR为25.1MPa；2000版规定主系统水压试验至少是1.25倍主系统部件的最高设计压力，简单明确；而在2007版强调对于组合件、如果明确每个设备已经单独作过水压试验就可以采用1.3倍的Ps（最高工作压力）作为组合件的水压试验压力，系统水压试验最低要求比2000版的1.25倍更高。水压试验的变化对设计和制造提出了新的要求，表现为对应力分析、密封要求、制造质量、检验质量都要相应提高。2007版对制造厂和运行单位进行一级设备水压试验的要求规定得非常具体，要求更高了，相对来说，2000版特别对阀门的水压试验的规定可操作性更强。

2007版的C 5000（2级部件和非主系统的1级部件的压力试验）内容与2000版有较大的差别，2007版的C 5000内容与B 5000内容几乎完全一致，且内容较为简单，而在2000版中其适用范围的规定很细致，各种情况下的压力试验都具有很强的可操作性。在2007版中取消了B 4500，因为整个RCC－M B篇都是针对核级承压部件，列上非承压零件的制造这一节没有意义，因而取消。

2007版在A 3000中增加了要求提交危险性分析的文件、“指导手册”的文件、压力试验条件的文件及超压保护的文件，这些文件对核安全设备的安装、调试、运行和维护是必要的，对评价核电厂的安全非常重要。在A 4200承压设备部分，2007版中取消了2000版按运行工况分级的内容，将属于RCC－M 1、2级的范围扩大，并加以细化和明确。因此在2007版中扩大了受制于RCC－M 1、2、3级的范围（包括 MPS和MSS的设备）。

2007版新增有关以围绕荷载平均值循环的交变荷载和不围绕荷载平均值循环的非交变动态荷载的定义以及引起这类荷载的原因（B 3622），这类荷载将会引起阀门的突然打开或关闭，在管道系统设计中应充分考虑这种类型的荷载对安全的风险；新增重要的疲劳风险的判定（C 3112），设计者可根据本节判断部件是否要进行疲劳分析，使疲劳分析的目标更明确；增加了超压保护的内容（B 6000，C 6000，D 6000），这 和 ASME－III B 7000，ASME－III C 7000要求相对应，确保当系统出现超过设计任务书规定的设计压力或使用限值时，采用压力释放装置，保证压力边界的安全，使得设计人员进行核承压设备多重保护和承压保护装置的设计时有了明确的依据；新增了P篇安全壳贯穿件，列出各类安全壳贯穿件的组成及各组成零部件所依据的RCC－M规范，从而使安全壳贯穿件的设计有了明确的依据。

在技术附录ZD几何不连续区域疲劳分析中，2007版主要有如下几点变化：①2007版增加了ZD 3000节，提出了另一个关于在所考虑的运行工况下确定允许循环次数的方法，该方法可使用ZI给出的S—N曲线；②2000版ZD 2300承诺今后将给出曲线σ＝f（N），在2007版中该承诺得到兑现，在新提供的表ZD 2300中，给出了三条这样的曲线；③2000版ZD 2200中的注1，“只适用于裂纹尖端处塑性区为有限的情况”的条件在2007版中被删除，这是因为在2007版ZD 2220b）4）中增加了考虑塑性区的影响后，对△σt（m，n）进行修正，并给出了的空缺值（即在没有更合理的修正值情况下，可取该值）；④2007版ZD 2220b）5）中还新增了对△σt（m，n）按比率R进行修正的要求，并给出了R的定义和修正的公式。由定义可知，R反映了该应力变化幅值中最小值与最大值之比，这些变化将对设备几何不连续区域疲劳分析与评定产生影响。

技术附录ZG快速断裂分析方法中，2000版提出了两种分析方法：第一种方法是根据设备在整个核电站寿期内在所分析的区域内可能存在的缺陷设定一个保守的安全裕度后，将该缺陷作为假想的基准缺陷，在简化快速断裂分析中采用此基准缺陷。第二种方法是根据设备在投入运行时的状态来设定更切合实际的基准缺陷。在设定该基准缺陷时，不考虑运行中疲劳裂纹扩展的可能性，但在进行详细评价时需要考虑这种可能性，以便得到计算缺陷，然后用此计算缺陷进行详细的快速断裂分析。在2007版，在附录ZG中提出了全新的快速断裂分析方法，该方法的流程图见图1。新方法在ZG 2000提出了筛选准则，如果符合筛选准则规定的要求，就不需作快速断裂分析；如不符合ZG 2000的筛选准则要求，则要求按ZG 3000作常规的快速断裂分析并按ZG 3000的准则要求进行评定；如不符合ZG 3000常规的快速断裂分析中提出的评定准则要求，则要求按ZG 4000作详细的快速断裂分析并按ZG 4000的准则要求进行评定，如不符合ZG 4000详细的快速断裂分析提出的评定准则要求，则认为所分析区域不能抗快速断裂，需反馈设计，进行修正。

ZG 3000的分析方法形式上类似2000版的第一种方法，但2007版对缺陷尺寸的确定提出了新的规定；对应力强度因子的计算弃用2000版的ZG 3220的方法而采用影响函数法，并需考虑裂纹尖端塑性区的尺寸对应力强度因子进行修正；评定准则也是全新的，并且评定的依据不用 KIR而代之以 KIC、KJC、KJ－△a。这样，RCC－M ZG 2007版的快速断裂分析方法就完全摆脱了ASME III附录G（至少到2004版）的影响。

图1 快速断裂预防方法基本逻辑Fig.1 General logic for fast fracture prevention approach

ZG 4000的分析方法，其原则和2000版的第二种方法是一致的。但2007版没有将2000版的第二种方法的具体内容直接引用过来，而是有待以后补充（包括ZG 4200容器，ZG 4300管道）；2000版未提出针对奥氏体不锈钢的快速断裂分析方法，而在2007版中，针对奥氏体和奥氏体铁素体设备（容器和管道）提出了筛选准则（ZG 2300），对奥氏体和奥氏体铁素体容器提出了常规的快速断裂分析方法（ZG 3400），但仍未给出奥氏体材料的韧性（ZG 6200奥氏体材料的韧性），有待以后补充；将材料的老化（辐射效应、热老化、应力老化）对材料韧性KIC的影响列入规范（ZG 6120），具体给出了材料老化后的RTNDT计算公式。这些变化将对设备快速断裂分析与评定产生影响。

1.2 材料卷

在2007版中废除了部分法国牌号的钢，增加了欧洲牌号的钢，例如在M342化学成分要求中废除NF A 49－117管道或其他用途的无缝平端管－铁素体和奥氏体不锈钢，NF A 49－213高温用碳素钢管和铁素体合金无缝钢管，增加了NF EN 10216－5受压无缝钢管、不锈钢，NF EN 10217－1受压焊接钢管、室温特性的碳钢；用P 235GH和P 265GH两种牌号的碳钢卷焊管替换了2000版M1142采用的用于三级管道，不用充填金属焊接的TS E 220和TS E 250型碳钢卷焊管的牌号。

采用新的欧洲标准替换原来的法国标准，例如在M3000不锈钢篇中用NF EN 12681替代 NF A 04－160（马氏体不锈钢铸件）；M365.2射线照相检测条件及验收准则，M1114压水堆用碳钢铸造的隔离阀阀体，M1115压水堆冷却剂泵电动机机座用的碳钢或合金钢铸件中用标准NF EN 12681（附录A）替换了NF A 04－160适应设计，使得采购需要满足面向全球范围市场的要求。把NF EN 10222－1和10222－2引用至M1122 1、2、3级设备碳钢锻件和冲压件，碳钢1，2，3级锻件的采购趋向于国际化，把NF EN 10028－1，10028－2引用至 M1131用于1、2、3级设备的碳钢钢板，使碳钢1，2，3级棒材的采购趋向于国际化，把 NF EN 10025－1，10025－2引用至M1134通用结构用的S1级和S2级钢板梁和商品级棒材，使通用结构用的S1级和S2级钢板梁和商品级棒材的采购趋向于国际化。

在合金钢部分，根据生产实践和冶金工业的技术发展，对杂质元素硫、磷的含量作出了进一步限制，降低其含量，提升材料的冶金质量。例如反应堆压力容器（RPV）束带区的16MND硫的含量由≤0.008%降低至≤0.005%，用于蒸汽发生器（SG）封头制造的16MND5厚钢板，用于SG壳体制造的18MND5锻件，对于非束带区的RPV筒节制造采用的材料，进一步降低S、P的含量，其S、P的含量由≤0.012%降低到≤0.008%，提高材料冶金质量。

提高材料冲击韧性KV值。在0℃时的轴向KV值提高与周向的要求相同，在－20℃时的KV值环向要求最低平均值为56J，对束带区的韧性提出更高要求，对于防止脆性断裂更有保证。放宽材料Rm上限值，提高拉伸试验中A%（5d）断后延伸率的最低值。例如放宽用于承压边界的18MND5的Rm上限，由600／700MPa放宽到600／720MPa，将 A%（5d）断后延伸率的最低值由≥18提高至≥20，提高了材料塑性指标，18MND5板材的冲击韧性值得到提高。

对RPV筒体锻件、SG支撑环锻件、碟形封头的冲击韧性，材料的无延性转变温度的降低，抗脆性断裂的要求进一步提高。如在M2111，M2111Bis，M2112，M2112Bis，M2113，M2115，M2116，M2117，M2122，M2128，M2131，M2133等部分，规定了通过一系列KV冲击试验得出上平台能量，上平台能量从104J提高至≥130J，该值已大于美国核管会规范，对RPV材料的韧性要求更高。无延性转变温度RTNDT由低于－12℃降低至≤－20℃，有利于延长RPV的使用寿命。

在不锈钢部分，对Z6CNNb 18－11，Z8CNT 18－11，Z8CNDT 18－12，Z8CNDNb 18－12材料规定了最小A%（5D）.的塑性指标由30%提高至35%，降低Z2CND 18－12控氮的高温Rm，提高了材料性能。明确了M3401不含Mo的双相不锈钢铸件用于泵壳，Z6CNDU 20－08M用于三级泵，非承压铸件内，在250℃以下使用。

在特殊合金和其他材料部分，对一些内容进行了补充和明确，例如规定了NC15Fe相当于600合金，NC30Fe相当于690合金；在M4107热轧镍－铬－铁合金（NC30Fe）板材中规定了如果厚度太小，KV试样不能取，一般这种合金不作KV冲击试验，在M 4109热挤压镍－铬－铁合金（NC30Fe）棒材中规定了一般可不作KV冲击试验，如A%＜45%才进行；对新增的牌号，相应的热处理工艺也做了规定。

2007版提高RPV材料冲击韧性和降低无延性转变温度RTNDT，对制造材料的性能提出更高要求，对延长RPV寿期起了重要作用。

1.3 理化与无损检测卷

RCC－M（2007版）无损检验篇采用了大量欧洲标准，如 EN 571－1、EN ISO 3452－2、EN 583 1－2－5、EN 12668 1－2－3、EN 12223、EN 10160 、EN 10307、EN 10246 6－7、EN 1713、EN 473等，在渗透检测、超声检测、无损检测人员的资格评定与认证等方面与欧洲标准接轨。在检验要求方面又提出了新的要求：① 通过采用与射线能量相关的线性加速器来定义厚度范围；② 对于钴－60射线源，强制性要求对焊接连接处采用增感屏；③ 对液体渗透法检测产品的分级引入敏感性测试的方法；④ 根据经验反馈提出新的要求，通过对硫代硫酸盐离子成分的评估对射线胶片成像质量进行检验（优化储存条件）。

在一些要求上进行了相应的修改，使之更明确。例如在MC 2634对接焊缝中增加了检验规定，即“对于接近垂直于壁的坡口以及铁素体钢焊缝的纵向缺陷探测，选择的折射角应该等于45°和70°，对接焊缝检测时常采用折射角为45°和60°的探头检验，根据坡口的类型选择70°折射角的接头，有利于检出近表面的未焊合和纵向缺陷。在目视检查方面增加了观片灯的检测标准、检测使用的条件和时间间隔规定。即“观片灯依据标准EN 25580进行检查。这种检查在设备第一次使用时候就要进行，并且推荐检查间隔时间为12个月（最大不超过18个月）”，有利于进行评片。在MC 3312.6中增加了对于小管径情况的补充规定，“可在小管径的垂直透照和椭圆透照中可采用线型透度计并平行于焊缝放置”。对2000版中不完整的内容进行了补充和完善。如MC 3145.2的内容在93版中有体现，2000版被删除，在2007版中再次补充并重新组织。对MC 7250原缺失的内容进行了补遗。由于测量条件相同，2007版的MC 7400泄露试验方法将整体真空检漏法和局部真空检漏法的内容进行了合并。

1.4 焊接卷

将相关部分的引用标准进行了更新，增加了相关定义和新的内容，对原来的一些要求进行了修改。如在S 1500新增手工、半自动和自动焊定义；S 1900补充工艺评定转移相关条件；S 7610增加了增加对主回路和二回路管道自动焊根部缺陷处理内容，扩大了适用范围。在S 4242将支管定位角度小于等于75°修改为60°，要求有所提高；S 4340中2007版规定焊材直径可适用所有规格尺寸，要求放松。

RCC－M（2007版）在S 3000部分较2000版有较大的变动，由于全面采用了EN ISO 15614－1标准，在标准格式、内容等方面都有变化，是整个S篇中变化最大的部分。2007版的RCC－M放大了焊接工艺评定覆盖范围；取样个数整体有所减少；在晶间腐蚀试验中需要注意控制金属材料的“碳”和“铬”的含量；增加了焊接线能量的要求，虽然RCC－M（2000版）在控制线能量的方面也作出相应规定，如依据焊接电流控制、焊接时的摆幅控制、焊接时预热和层间温度的控制，但这些只是作为间接的规定；2007版在一级部件和热影响区的冲击值增加了－20℃的冲击，在母材分组对于碳钢删除最大覆盖范围在评定件Rm60兆帕之内的规定，对于核电站常用碳钢或低合金钢材料进行较大规模评定时，可减收工艺评定数量。焊接线能量的引入是S 3000中最重要的改变，同时2007版关于工艺评定的要求相对于2000版有所放松，但是对制造管理提出了很高的要求。

2 结论

RCC－M标准的建立是作为法国核电项目以及相关的国外核电项目的设计和建设的工具。AFCEN对工业界实践的发展成果、经验反馈进行了及时总结，以满足新项目的需要、顺应RCC－M中引用的大量标准的变化以及发展需要，使RCC－M 在不断地发展完善。新版RCC－M（2007版）针对EPR堆型而编制。适应EPR堆型本身的特点，如60年寿期、满足更高的安全要求等特点，其主要变化还体现在经验反馈、新技术应用、适应新的法规要求、引用标准的更新等。总的来说，新版RCC－M（2007版）没有革命性的变化，而体现了AFCEN持续改进的思想。

［1］ AFCEN，RCC－M压水堆核岛机械设备设计和建造规则（2007年版）［S］.2007.

［2］ AFCEN，RCC－M压水堆核岛机械设备设计和建造规则（2000年版）［S］.2000.