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时间:2018-12-20
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1、ASMEQME-1-2002QR部分通用要求QR-1000范围本标准描述了用于核电站的能动机械设备鉴定的要求和准则。这些要求和准则包括鉴定的原理、程序及方法。本标准的要求在整个标准始末都被特别注明并可由伴随其的单词“shall”来辨认,同时标准中的导则可由伴随其的单词“should”来辨认。本标准并不适用于诸如发动机、阀门电动装置、仪器及控制装置等应由与其相应的IEEE标准来鉴定的电子组件。应该认识到本标准中提及的机械/电子组件的接口的某些方面已按相应的IEEE标准通过了鉴定:如QV部分提供了使用电动装置
2、的阀门装置的鉴定指导,QR部分则提供了使用电动马达驱动的泵装置的鉴定指导。使能动机械设备的鉴定符合本标准的要求是业主或业主代理人的责任。同时业主或业主代理人也有责任界定适用于本标准的其它任何设备。而且保证在本标准范围之外的能动机械设备的初始鉴定的延续性所需的相应文件和程序也要由业主或业主代理人来负责。使能动机械设备的鉴定符合本标准的要求至少需要利用两部分及其适用的附录;如QR部分必须与标准中的其它部分一起使用。QR-2000目的本标准的目的是提供基本原则和指导来说明用于核电站的能动机械设备的鉴定。鉴定是为
3、了确保设备足以完成工况条件下的预期功能,包括设计基准事故及设计后基准事故工况,也包括在线检查和试验工况。即使鉴定的裕量可保证其额外能力,鉴定的目的也不是确认设备足以在超越其工况条件下完成功能。QR-3000参考文献以下列出了一些重要的参考文献,其中包括指导、概念、原理、实践、准则及参数。这些参考文献包括:(a)ASMENQA-1及NQA-2(1989),核电设备的质保程序要求(b)IEEE标准323-1983(重新确认),核电站1E级设备鉴定(c)IEEE标准334-1974(重新确认),核电站1E级连续
4、运行马达的型式试验标准(d)IEEE标准344-1987(重新确认),核电站1E级设备的地震鉴定的推荐方法(e)IEEE标准627-1980(重新确认),用于核电站的安全系统设备的鉴定标准(f)ANS51.1-1988,压水反应堆电厂设计的核安全标准(g)ANS52.1-1988,沸水反应堆电厂设计的核安全标准在本标准中被引用的其它任何与上述不同的参考文献仅由标准或文件号注明(如IEEE标准627)。QR-4000术语101ASMEQME-1-2002在本标准中,这些定义一般可应用于所有包括在本标准中的机
5、械设备。本标准意图保证这些术语与ASME、IEEE及管理机构保持一致。老化:在一段上限至(但不包括在内)设计基准事故或模拟这些效应的过程的时间里,操作、环境及系统条件对设备的累计作用。自然老化:与幅度和速率大于期望工况水平的模拟工况环境相反,在正常工况环境下发生的老化。应用报告:关于具体应用的文件,用以表明所要求的额定压力、鉴定载荷等级及操作条件性能等于或超过功能鉴定报告中所示的相应的额定压力、鉴定载荷及操作条件性能。1E等级:反应堆紧急关闭、外壳隔离、反应堆心冷却及外壳与反应堆的热消除或者为防止大量的放
6、射性物质泄漏到周围环境中所必须的电气设备及系统的安全等级。机械元件:核电站里的诸如泵、阀门、容器、管道及支撑件等(也可参见机械设备)。支撑件:在核电站元件及建筑结构间传递载荷的结构元件。验证:提供证据以支持从假定的前提中得出的结论。设计基准事故(DBE):在设计中用于确定结构与系统的可接受性能要求的假定事故(由核电站的安全分析指定)。设计寿命:在具体工况下可以看到令人满意的表现的时间(这个时间可以被具体化,如时间、操作循环的次数或是其它适当的性能间隔)。运行基准地震动(OBE):核电厂运行期间可能遭受的最
7、大地震动。当发生这种地震时,为使核电厂继续运行,又不对公众健康和安全造成严重危险所必须的那些设施须保持其功能能力。安全停堆地震动(SSE):当发生这种地震时,按10CFR第50章附录S规定的那些结构、系统及元件须保持其功能能力。能动设备:包括为完成其功能必须承受机械移动或必须防止其移动以保证设备保持在最后位置的可移动部件的设备。待定设备(有时称试验设备):通过以下方式鉴定的代表样机的设备:(a)结合试验、分析及经验或(b)分析方法,用以验证其与另一已鉴定待定或样机设备的设计相似性(c)(b)中所描述的分析
8、及合适的试验机械设备:在本标准中,机械元件或组件也指机械设备。产品设备:与原型或样机设备相同的制造技术、材料、产品试验及质保手段所制造的设备。原型设备:代表最初的模型/或初始的设计/类型的产品设备。原型设备可用于鉴定试验,当被选择用于鉴定试验时,原型设备也可称作待定设备。已鉴定待定设备:按前述待定设备定义中的方法通过鉴定的设备。已鉴定样机设备:主要以试验通过鉴定的设备。试验设备:选择用来做鉴定试验的设备。基本的功能零件/元件:
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