NB T 20244-2013 压水堆核电厂蒸汽发生器传热管堵管导则.pdf
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1、ICS 27. 120.99 F 69 备案号:41475-2013 F、fl主中华人民共和国能源行业标准NB/T 20244-2013 代替盯/T885-1994 压水堆核电厂蒸汽发生器传热管堵管导则Guidelines for plugging degraded steam generator tubes of PWRs 2013 - 06 -08发布2013 - 10 -01实施国家能源局发布NB/T 20244- 2013 自次yi币1咱iiinLnLnLnLqd内JaazAAA且ZA哇民UFOPO户OPOPO定定定确确求确的定的uu要uu求的则确差的uu要则准川的误-u法头u的准管厚
2、果析告方堵求员证件.管培u壁结分报和和要人保告文语堵陷许测展证型艺备备作量报用义略陷缺允检扩论类工准设操质和引定缩缺性则小损陷则求管管管管管管录性和和性透原最无缺准要堵墙堵墙堵墙记围范语号则透穿管管言范规术符总穿非JJJ堵墙JJJiJ咛4吁同tninynHdnHdnuny前123456789NB/T ?0244-2013 目。言本标准按照GB/T1. 1-2009给出的规则起草。本标准代替EJ/T885-1994 蒸发器传热管墙管的原则。与EJ/T88-1994相比,除编辑性修吕立外主要技术变化如下t一-6和7分别规定了穿透性缺陷和非穿透性缺陷的堵管要求:一-9.1增加了两大类型的机械扩胀堵管
3、方式:第一类采用可移动芯棒方法扩胀的墙头、第二类采用攘压硬化扩胀的套管型墙头:II 一-9.2增加了在程序文件中应规定验收标准和现场应检验的参数的要求:一-9.4增加了对所采用的堵管技术和工艺应事先进行工艺评定的要求。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核业标准化研究所归口。本标准起草单位z核动力运行研究所、中核武汉核电运行技术股份有限公司。本标准主要起草人z唐毅、陈银强、胡卉桦、桂春、吴洪涛、张蜀泊、周汇东。EJ/T 885:于1994年首次发布。NB/T 20244- .2013 压水堆核电厂蒸汽发生器传热管堵管导则1 范围本标准规定了压水堆(含阳ER、CA.IDU堆核电厂蒸
4、汽发生器传热管穿透性裂纹和非穿透性缺陷墙管准则制定的要求,以及堵管活动实施的有关要求。本标准适用于压水堆(含WWER、CANDU堆)核电厂蒸汽发生器传热管堵管准则的制定和堵管活动实施。2 规范性引用文件下列文件对于本标准的应用是必不可少的。凡是注目期的引用文件,仅所注日期的版本适用于本标准。凡是不注日期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单)适用于本标准。NB/T 20241一2013压水堆蒸汽发生器传热管在役检资要求3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准。3.1 破裂rupture 传热管承压边界完全穿透井伴随流体介质从一次侧向二次侧或二次侧向一次侧泄漏现象的发生。3.2 墙管准则plu
5、gging criteria 根据传热管强度分析、无损检测误差及运行周期内缺陷扩展量计算得到的允i午壁厚限值,即至下一运行周期末应保证的剩余壁厚值。3.3 最小允许壁犀minimum allowable阳bewall thiclmess 在正常或事故t况下,采用极限分析方法确定的能够承受压力载荷和热载荷等,并具有足够的安全裕量的最小允许壁厚。3.4 非穿锺性缺陆part-thru-wall defects 非穿透性缺陷包括局部减薄缺陷和非穿透性裂纹。4 符号和缩暗语-f列符号和缩略语适用于本标准。CANDU: Canada Deuterium Uranium.坎杜堆。FLB: feedwate
6、r line break.即给水管道破裂。LOCA : loss-of-coolant accident.即一回路失水事故。NBIl 20244-2013 MSLB : main steam line break.即主蒸汽管道破裂。SSE : safe shutdown earthquake.即安全停堆地震。tpl :培管准则.%。tmm :最小允许壁厚,也tDE :无损检测结果的误差.%。其中.NDE (nondestructive examnination)为无损检测。tog :运行至下一检查周期的缺陷扩展量,比WWER: water-water energetic reactor.水-水
7、动力堆。5总则本标准对制定蒸汽发生器传热管堵管准则给出了相应导则,营运单位应根据其蒸汽发生器设计技术规范要求,结合运行和检查等情况制定相应的培管准则。其中,在制定堵管准则时应考虑缺陷类型、运行T况及安全系数、应力状态,材料特性、检测结果误差和缺陷在下一运行周期内的扩展量等闵素。本标准分别针对穿透性缺陷和非穿透性缺陷的堵管原则作出了规定。其中,当传热管上存在以下缺陷时向进行堵管za) 在正常运行工况或假想事故工况下,穿透性裂纹的安全裕量不满足设计规定时,并且可能会导致传热管快速失稳扩展,应采用无损检测(如涡流)和放射性泄漏监测等方法进行检测。当穿透性裂纹的泄漏率超过核电厂技术规范规定的单根管子的
8、最太允许泄漏率时应实施堵管:b) 带非穿透性缺陷管的剩余壁厚小于堵管准则t6 穿避性缺陆堵管准则的确定6. 1 穿透性裂纹的最大长度的确定应满足以下条件za) 导致裂纹失稳扩展的压力I旬至少大了J t:常运行况下一、干二次侧压差的3倍:b) I1臼界失宿、穿.m:l生裂筑母证度和)L.何j普状应通过试验、有rq是7f;J证刀分析与民断裂)J学分析方法来确定,并应考虑材料在运行温度下的应力-应变特性、断裂韧性、应力强度因子和流变应力等。6.2 假想事故工况(SSE+LOCA、SSE+阳SLB、SSE+FLB)下,最大允许的纵向穿透性裂纹所经受的载荷与其发生失稳扩展时的载荷之间应有足够的裕量。6.
9、3 由理论或试验分析确定的不发生失稳扩展的最大穿透性裂纹尺寸F.所产生的单根传热管泄漏率应小于核电厂技术规范规定的最大允许泄漏率。由于该裂纹是稳定的,不会发生失稳扩展,使得核电厂仍有足够时间接指令停堆,并采取补救措施。6.4 确定最大允许穿透性裂纹长度时,应考虑无损检测结果的误差量及至下次检查周期的扩展量。7 非穿透性缺陷堵管准则的确定7.1 原则非穿透性缺陆培管准则是用于防止带缺陷传热管在F一运行周期内发生破裂。非穿透性缺陷堵管准则的确定应考虑下列二个因素za) 在正常运行工况和假想事故工况载荷作用下的最小允许壁厚:2 b) 无损检测结果的误差:c) 运行至下一周期的缺陷预测扩展量。即按以下
10、公式(1)确定:NB/T 20244-2013 t= t min + t NDE + t og . (1) 7.2 最小允许壁厚的确定7. 2. 1 应采用理论分析或试验方法,并遵循传热管结构完整性设计准则来确定最小允许壁厚,使其在正常运行工况和假想事故工况下具有足够安全裕量。其中,假想事故工况为安全停堆地震(SSE)事故,并伴随一回路失水事故(LOCA)、蒸汽管道破裂事故(MSLB)或给水管道破裂(FLB)事故的发生,即SSE+LOCA , SSE+MSLB、SSE+FLB。7.2.2 确定最小壁厚所使用的安全系数应与核设备设计规范所规定的安全系数一致,且确定最小允许壁厚所采用的分析方法应符
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