EJ T 322-1994 压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则.pdf

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1、J稚E时行核国和共民人华中EJ/T 322-94 压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则060525000776 1994-10-24发布1995-01哩。1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EJ/T 322-94 反应堆压力容器设计准则代替EJ322-88 1 主圈内容与适用范围本标准规定了钢制压水堆核电厂反应堆压力容器设计时的材料、载荷、载荷组合、结构设计，以及结构性能分析准则。本标准适用于钢制压水堆核电厂反应堆压力容器的分析法设计。沸水堆核电厂反应堆压力容器设计亦可参照使用。2 引用标准GB/T 15443 压水堆压力容器选材原则与基本要求EJ 313 压水堆核电厂

2、系统部件安全等级的划分rHAF 0201 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级HAF 0400 核电厂质量保证安全规定HAF 0402 核电厂质量保证记录制度HAF 0406 核电厂设计中的质量保证HAF 0900 民用核承压设备安全监督管理规定3 术语3. 1 载荷因素loads 在核电厂每种运行状态下，反应堆压力容器均受到与该状态对应的周围介质的作用，如压力、力、力矩、温度、腐蚀、浸蚀、辐照等，这些各自的作用称为载荷因素。3.2 载荷loadings 各种载荷因素的组合。3.3 载荷组合sets of loads 核电厂服役而使反应堆压力容器受到载荷作用，使其处于不同的状

3、态和状态变化中，这种所处的状态和状态的变化称为载荷工况组合或载荷工况。3.4 运行工况operating condition 根据核电厂载荷工况及保证的不同安全裕度而划分的不同的运行状态，称为运行工况。对核电厂一回路而言，运行工况分为正常、异常、紧急、事故及试验工况，分别称为工况I、工况I、工况E、工况N及试验工况。中国核工业总公司1994-10-24批准1995-01”。1实施1 EJ/T 322-94 3.5 正常工况（工况I) normal condition 指反应堆一回路正常运行时的运行工况。3.6 异常工况（工况I) upset condition 指除了工况1、工况E、工况N和试

4、验工况以外的工况。3.7 紧患工况工况I) emergency condition 指出于反应堆一回路故障、异常动作等引起的需要紧急停堆的工况。3.8 事故工况（工况IV)faulted condition 指反应堆一回路安全设计上的假想异常事件时的工况。3.9 试验工况testing condition 指进行的耐压试验，在反应堆压力容器和（或一回路上施加跑过最高使用压力的加压工况。3. 10 事故工况下的动态系统载荷dynamic system loadings associated with the faulted condition 指反应堆冷却剂压力边界或不是反应堆冷却剂压力边界部分

5、的其它管道发生假想断裂时产生的那些动态载荷，例如全断裂或面积相当的纵向断裂。3. 11 使用限制service limits 为保证反应堆冷却剂压力边界的完整性而对各种运行工况规定的不同限制，称为使用限制。目前的这种限制主要是根据系统和设备安全功能和失效型式而规定了不同的应力限值，尚不包括功能、变形等规定（但用户可以在设备规格书中提出变形限制，即主要是评价和限制产生的应力。4 ，也的准则4.1 规范与标准4. 1. l 反应堆压力容器是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分，其设计、制造、安装及试验应符合HAF0201规定的安全功能。按EJ313规定，其安全等级为一级、质量要求为核级、设备等级为规

6、范一级、抗震要求为抗震l类。4. 1. 2 应首先采用国家核安全局认可的规范、标准和计算机程序进行设计。当采用公认的规范和标准进行设计、制造、安装和试验时，应对规程和标准进行分析和评价，确定其是否适用和充分，必要时进行修改或补充，以保证反应堆压力容器质量满足其安全功能并达到反应堆冷却剂压力边界中的最高质量。4.2 质量与记录4. 2. l 必规按HAF0400及相关要求HAF0406编制和执行反应堆压力容器的质量保证大纲和建立质保体系，以确保反应堆压力容器达到预期的最高质量。4. 2. 2 反应堆压力容器的设计、制造、安装及试验的相关记录和（或）文件汇编必须满足HAF 0402要求，并由核设施

7、营运单位在其整个寿期内保存和管理。4. 3设计与性能4.3. 1 反应堆压力容器的设计必绸防止其发生破裂，并具有足够的安全裕度，以保证在规2 EJ/T 322-94 定的各类运行、维护、试验及受到事故工况下的系统动态载荷时，反应堆压力容器处于非脆性状态且快速扩展断裂的概率最小。4.3.2 反应堆压力容器设计必须考虑在规定的各类运行、维护、试验及假想事故状态下实际温度及有关因素对其影响和作用在确定材料性能、辐照对材料性能的影响、残余、稳态及瞬态应力、缺陷大小以及腐蚀等方面时，必须考虑不确定性，留有裕度。4.4检查与监测4. 4.1 反应堆压力容器应设计成能允许定期检查和试验，以评价其结构和密封完

8、整性。4.4.2 应为反应堆压力容器制定一份材料辐照监督大纲及设置相应的材料辐照监督装置（如材料辐照监督盒，以监测其材料参考温度（RTNoT）等的变化。4.4.3 应为反应堆压力容器设置反应堆玲却剂泄漏、水位等监测仪表或装置提供合适的构件或接头，特别应为法兰密封设置泄漏监测、报警和排放系统。4. s 设计资格反应堆压力容器设计资格认证应按HAF0900执行。5 载荷准则5.1 载荷5. 1. 1 反应堆压力容器的设计、分析和计算，必须考虑正常运行、预计运行事件，以及事故工况下的机械载荷、热载荷、腐蚀、浸蚀及辐照等作用，并予以确定和进行评价。5. 1. 2 机械载荷和热载荷因素至少应包括下列za

9、. 由反应堆冷却剂产生的载荷因素，如压力、压差、温度及其变化、流动、振动等。b. 由反应堆压力容器自身及内容物产生的载荷因素，如反应堆压力容器、堆内构件、燃料组件等自重、预紧力等。已由邻近设备或部件产生的载荷因素，如由于热膨胀受到约束或泵振动产生的管道作用、控制棒驱动机构快插动作，以及堆内构件等的作用。d. 由周围环境及设备支承结构产生的载荷因素，如地震引起的反应堆压力容器相对的支承点位移及振动。e. 由等辐射产生的热效应，如反应堆容器壁因吸收辐射而产生的内热源。f. 在反应堆容器堆芯附近区域，因快中子（二二lMeV）辐照而产生的材料辐照脆化，应予以特殊考虑。5. 1. 3 由机械载荷和热载荷

10、产生的应力和应变，均应按本标准规定在结构性能分析时予以确定并加以评价。5. 2 载荷组合s. 2. 1 载荷组合是指核电厂一回路正常、异常、紧急及事故工况中不同载荷组合或者与规定地震事件联系在一起的那些载荷或者它们的组合。这些载荷因素来自正常、异常、紧急及事故工况各种事件瞬态及规定的地震大小。对每一种工况应予评定的特定瞬态或事件应在设计任务书中规定。然而，通常应予考虑的载荷组合只是核电厂一回路每种工况和规定地震事件中最不利的那些事件辑态，因为只有这些载荷组合才能导致限制或控制反应堆压力容EJ/T 322一94器的完整性。这些载荷组合应根据下述三个方面来确定1a. 最新建造许可证申请中规定的资料

11、；b. 产生载荷的正常运行、预计运行事件及次序；c. 假想事故。5. 2. 2 载荷组合通常按下列步骤进行za. 考虑一回路各种运行工况及其载荷因素，根据典型事件计算和确定作用在反应堆压力容器上的机械载荷和热载荷，进而确定应进行分析和评定的每种工况中的载荷组合也b. 若某一载荷因素或载荷不是确定的唯一值，则应确定载荷因素或载荷随时间的变化及变化频率，以及这种循环载荷作用的次数。c. 中提据本标准5.2. 1规定进行载荷组合，可参照表1进行。表1载荷组合状态和工况: 容器设计工况I Dd十Td十MO)工况II D十MnU+Tn工况Ei Du十Mu螺栓应力分类及限值状态限制 i PL(Im) PL

12、(Pm+PL 沿横截面的平均值PL(Im) +PL Pm Pi PL （，J十PL十PL十Q十Q+F平均值Pm)周边弯曲+Q十F设计工况1设计限制主三Sm 骂王1.5Sm 延1.SS 三Smb工况lA级使i延3Sm2运1.0（S，户运ZS时主二3Smb运1.0 正常工况用限制（运S.bT 工况EB级使运1.0 主1.IS 运1.65Sm 主1.65Sm 3Sm 运1.0（s.）窍 2SmL 运3Smbje 异常工况用限制（运S,;bl 行工况E一C级吏min(Sy,2/3Su沪min (1. SS, .S.) min(l. SS, . i. ! 运1.ZS 状运i.as . 豆豆1.ssm 一

13、一0.7S. s. 态工况即D级使 min(3. 6S”S.) min(3. 6S,S. mi.n(2. 4S时，min(3. 6S时，2/3Sub) S.) 试验工况试验限运o.9S, 运1.355, 延1.35S, 运2S.,b骂王3S.,b制们表23 P.，总体一次薄膜应力强度ePt Z局部一次薄膜应力强度gPb z一次弯曲应力强度gQ，二次应力强度sF，峰值应力强度。当超过3Sm时，应对我荷循环进行弹塑性分析.Sm为设计应为强度值，脚码b表示螺栓，s . s.b分别为容器材料和螺栓材料疲劳分析中交变应力强度。s,.s .为屈服强度和抗拉强度脚码b表示螺栓。上面限值适用于合金钢材料下面限

14、值适用奥氏体钢和镇基合金。当超过10次时工况I和工况E疲劳分析应取超过10次以上的载椅循环次数试验工况只考虑高于设计压力以上的压力试验。注：I) 2 6) 3) 4) 5) Al 适用范围EJ/T 322-94 附录A反应堆容器材料的辐照鹏化（补充件）Al. 1 铁素体低合金钢其规定的最小屈服强度Sr347.9MPa(35. 5kgf/mm2）及其焊缝及热影响区。Al. 2 名义辐照温度为287.7，（550。F），低于273.8（525。F）时应考虑较大的损伤，而高于310（590。F）时应考虑较小的损伤。At. 3 Ni、Cu及快中子注量（伊应不超过下列范围zNi1. 2% ;Cu运o.4

15、0% C%为质量百分数1. 0 1017lMeV）注量除以l019n/cm2。A4 ARTNoT计算t,.RT NOT= t1RT NOTS 0 e - o. oozsx . CA4) 式中X为自内表面起至考核位置的距离（mm）。9 EJ/T 322-94 AS 限值辐照前的夏比V型切口试样冲击试验曲线的上平台能量应不低于l03J(75ft-ib）或(13kgf-m/cm勺，辐照后的ART或预计值最好不高于67，但不应越过93（200F）。表Al焊缝化学因子。0.20 0.40 0.60 0.80 1. 00 1. 20 Cu%lMeV）注量除以1019n/cm2。应对反应堆容器环带区每条焊缝

16、和锻件（板材进行计算，并取(Bl)和(B2）式计算的最小者与限值对比。对锻件板材和纵向焊缝材料，其对比限值为132（270F）；对环向焊缝材料为149c300F）。一般情况下，RTns不允许超过规定限值，一旦超过限值，也并不意味着一定发生承压热冲击断裂，此时应由详细力学分析予以确认。13 EJ/T 322-94 .- K.1R 1M?a mt I l , 220 200 100 160 140 / 120 100 刀I I I I I 飞/ y y 1-” 80 5 40 20 l I 1 T -r:r No.r 1。Ci :-:, 。- 120 -100句80- 60 - 40 - 20 0宁20宁40. 50 . 80 t 1 00 +- 2 0 圈中曲线的解析式是：/ 29. 43十1.355expO. 026l(T-RTNnT-88. 9) Km=min _ 270MPa vm 图Bl临界参考应力强度因子Km与材料温度和参考温度RTNDT的函数关系附加说明：14 本标准由核工业标准化研究所提出。本标准由中国核动力研究设计院设计部负责起草。本标准主要起草人：张敬才。啡iNSHE