EJ T 918-1994 压水堆核电厂反应堆压力容器.压力-温度限值曲线制定准则.pdf

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1、E.J 中华人民共和国核行业标准EJ/T 918-94 压水堆核电厂反应堆压力容器压力E温度限值曲线制定准则060524000171 1994-11-11发布1995-05-01实施中国核工业总公司发布中华人民共和国核行业标准压水堆核电厂反应堆压力容器压力温度限值曲线制定准则1 主题内容与适用范围EJ/T 918-94 本标准规定了反应堆压力容器在正常运行工况与试验工况所承受的压力与温度的限值。本标准适用于压水堆铁素体钢制反应堆压力容器。2 I用标准EJ/T 732 压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则3 术语3. 1 基准温度RTNDT反应堆容器未经辐照材料依据EJ/T732-92中

2、4.4条所述方法确定的无延性转变温度。3.2调整后的基准温度ART基准温度加上由于快中子辐照与残余元素影响产生的基准温度升高值和裕度后的温度。3.3材料的基准断翻韧度Kra用应力强度因于K，形式表示的材料抵抗裂纹扩张、动态裂纹扩展的阻力以及裂纹止裂等断裂韧性值的下限值。3.4 有敢满功事年EFPY反应堆实际运行折合的满功率年数。4 防止脆性断割的要求4.1 基本准则4. 1. 1 在试验工况和正常运行工况下，必须保持各部位应力强度因子K，小于Kra,RPK,300 75 450 注at为容帮璧厚，mm.s. 1.3.3 根据应力水平与屈服强度比值比，保守地使用图2（如容器厚度使用正公盖等，选用

3、曲线的比值t17应不小于实际计算值，得到UsK,=Mm t1m ”“( 7) s.1. 3. 4 由图1按K1=Km查得T，TRTN町，即为最低许用温度5.2在役水E试验与撞漏试验的P-T限值5. 2.1 在役水压试验5. 2.1.1 在役水压试撞压力为1.1倍运行压力s. 2. 1. 2 温度限值按以下程序计算K, = 1.5Mm也“.（8)薄膜应力近似取下述二式的大者式中：P。一一运行压力，MPa1pd一一设计压力，MPa.l.lP. e-p:sm“. . . . (9) 1. 1P.R m2一t一“.“. . (10) 考虑到仪表误差，在P。中可增加适当的压力裕度按5.1. 3同样方法，

4、由图1曲线求得温度T，T+ART即为许用温度T.ART计算方法可参照附录A（参考件，也可采用已经认可的其它规则s.2.2 在役检漏试验s. 2. 2.1 在役栓漏试验压力为运行压力s.2. 2.2 温度限值按以下程序计算zK, = 1.5Mm 4 “. (11) 也近似取下述二式的大者z也产主Sm “. (12) P。Rt1mz=t ”.”.” (13) 按5.2.1. 2的方法，求得T、ART与许用温度T.5. 2. 3装料前试撞温度的又一限制3 EJ/T归8-94装料前进行的系统水压试验或栓漏试撞，反应堆容器的最低许用试验温度不得低于反应堆容器带区的调整后的基准温度ART加上335. 2.

5、4堆芯未l脑界时法兰高应力区的试验温度限值堆芯未临界时进行的系统水压试验和栓漏试撞当压力大于0.2P时（P，为役前系统水压试验压力，由于螺栓预紧产生高应力，上封头法兰区的许用温度必须超过基准温度至少50如能够计算论证在较上述低的某一温度下，此区域的安全裕度等价于反应堆容器带区所要求的裕度时，经认可允许使用该温度5. 3 启动、停堆时的P-T限值曲线5. 3.1 取压力P；为0.2孔，以及P。的若干分之一和R时，可按5.3. 2条方法求得各相应的许用温度，由此得到P-T限值曲线5.3.2温度限值计算如下zK1=2K1m+K1t .”. (14) 也Sm“.”热应力引起的Ki.是壁厚和温度梯度的函

6、数，可用瞬态应力分析的K以）时变函数，也可由图3热效应曲线给出升温保守地接降温速率考虑，求得K1t，而后按5.1. 3（役前或5.2. 1. 2（在役方法求得许用温度5. 3. 3 当PO.2P，时，对于上封头法兰高应力区，许用温度至少应跑过该区基准温度67。如使用较低温度时，应按5.2. 4的论证要求进行5. 3. 4 当堆芯临界时（低功率物理试验除外，反应堆容器的温度不得低于未临界时所允许的最低许用温度加22，同时亦不小于在役系统水压试验的温度。5.4堆芯运行（低功事物理试验除外的P-T限值对于功率运行的P-T限值应提出额外的安全裕度，反应堆容器许用温度应大于或等于在役水压试验温度，较启动

7、、停堆的P-T限值高22，表现为由两条曲线相交构成限值，其中一条为水压试验温度的垂直线，一条为较原曲线高22的平移曲线5.5 压力温擅限值曲线可按初期、半寿期和全寿期的快中子注量计算ART，给出初始、半寿期和全寿期的设计压力”温度限值曲线4 EJ厅，18一”160 基准断裂韧度Km-29. 43 挚一=l. 344exp(O. 026l(T-RT,.oT+89) / 一/ h / , y /j 丁一/ / , ，、一 140 120 电100Q. 王80 ( .I( 1:1r, -100 -80 -(i() -10 -20 0 20o60 80 I OIJ 12的图1Km一TJ关系曲线0. t、何1.J l一111哇K1. 1=1M . )2巳，.，范户专（巧在盹户，2lauv因】目阳h山陪阳国山市淋如匪路上平台能最下降I- !:-.) 百分比% 阴阳吗咀WMmwlt响wh20 6 4 2 1019 8 6 ) 1 O” 8 6 4 2 )( 1017 快中子il量11;cm上平台能量与铜含量及快中子注量关系曲线图A2EJ/T 918-94 附加说明本标准由全国核能标准化技术委员会提出。本标准由上海核工程研究设计院负责起草。本标准主要起草人曲家辙。13 呻唱队l曲同AEH同国