核电厂概率风险评价 应用标准
2002版
ASME核电规范与标准
核电厂概率风险评价应用标准 2002版
上海发电设备成套设计研究院上海核工程研究设计院
上海科学技术文献出版社
出版说明
美国机械工程师学会（ASME）颁布的《锅炉及压力容器规范》（简称《ASME规范》或《规范》），是目前世界上公认的范围最为广泛、内容最为详尽的一部关于锅炉及压力容器的规范.该系列《规范》在一些国家已得到广泛应用，有些国家的规范、标准也来源于此.《规范》自1914年正式问世以来，至今已有九十余年的历史.近三十年来，《规范》每三年修订一次，颁布新的版本.至今已扩展至11卷28册的系列型规范.其中第ⅢI卷《核设施部件建造规则》已扩展到3册12分卷，它与第ⅡI卷《材料》、第V卷《无损检测》、第VⅢI卷《压力容器建造规则》、第IX卷《焊接和材料、设计、制造、焊接、检测、运行等方面的一套完整的规范与标准体系.
为更好地消化吸收国外先进的规范、标准体系，积极推进我国自主核电设备设计、制造事业的发展，并为建立我国自主核电标准体系创造良好条件，2006年2月上海发电设备成套设计研究院与美国机械工程师学会签订了翻译出版与核电有关的2004版BPVC-III、BPVC-XI、OM、AG-1、QME、NQA和2002版RA-S等规范、标准的授权协议.2006年3月上海发电设备成套设计研究院与上海核工程研究设计院签订“ASME核电规范翻译出版合作协议”，成立了“ASME核电规范与标准翻译出版委员会"和"ASME核电规范翻译出版工作组”，组织和邀请熟悉核电工程和具有丰富经验的技术人员分专业进行译、校、审和统审.中文版尽量达到使从事核电工程的技术人员能正确理解和应用本规范与标准的目的.
在此，衷心感谢为《ASME核电规范与标准》的翻译和出版做了大量前期工作的有关专家、学者和工程技术人员.凡事先未取得人书面认可，中文版的任何一部分不得以任何形式，包括电子检索系统或别的方式复制.
本规范与标准的中文版属于上海发电设备成套设计研究院和上海核工程研究设计院共同.
限于客观条件与我们的水平，《ASME核电规范与标准》中文版难免存在缺点和不足，敬请广大用户和读者随时提出意见和批评指正.
STATEMENTOFPERMISSIONTOSPERITOTRANSLATE ANDREPRODUCEPORTIONSOFTHE 2004ASMENUCLEARPOWERCODES&STANDARDS
SPERI*has translated and published portions of the ASME Nuclear PowerCodes & Standards copyright 2004 by The American Society of MechanicalEngineers with the prior written consent of the ASME Codes & StandardsDepartment. ASME has licensed SPERI to make this translation and takes noresponsibility for any syntax errors or conflicts in understanding that arisefrom the standard being referenced out of context. No additional translationor reproduction may be made of this material without the prior written consentoftheASME.
ASME许可SPERI翻译、出版部分2004版
ASME核规范的声明（译文）
SPERI经美国机械工程师学会的书面许可，翻译和出版了2004版ASME核电规范与标准.ASME授权SPERI作此翻译，但对其译作中的任何语法错误或由于断章取义地引用标准从面造成理解上的冲突不负任何责任.在事先未征得ASME书面许可之前，任何单位或个人都无权对本材料作任何额外的翻译或复制.
Main Articles of LicenseAgreement
•Through this Agreement ASME grants SPERI the nonexclusive right to translate and reproduce aChinese version of the ASME Standards cited in this Agreement.•This agreement bees effective upon signature of both parties and terminates on January 1 2010.Appendix 1
The following lists the ASME nuclear codes and standards covered by this Agreement.
BPVC Section Ill -Rules for Construction ofNuclear Facility ComponentsSubsection NCA - General Requirements for Divisions 1&2Subsection NB - Class 1 ComponentsSubsection NC - Class 2 ComponentsSubsection NE - Class MC Components Subsection ND - Class 3 ComponentsSubsection NF - SupportsSubsection NG - Core Support StructuresSubsection NH - Class 1 Components for Elevated Temperature Service Appendices (Division 1)Division 2 - Code for Concrete ContainmentsDivision 3 - Containments for Transportation and Storage
BPVC Section XI - Rules for In-service Inspection of Nuclear Power Plant Components
Operation and Maintenance of Nuclear Power Plants (O&M)
Nuclear Air and Gas Treatment (AG-1)
Qualification of Active Mechanical Equipment used in Nuclear Power Plants (QME)
Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications (NQA)
Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications (RA-S)
Signature
(Xu Honghai) (Jan.19 2006)
Shanghai Power Equipment Research Institute:
