EJ T 335-1998 轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则.pdf

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1、ICS 27. 120. 20 F 65 备案号11997-1998E.J 中华人民共和国核行业标准EJ/T 335-1998 轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则Design basis for protection of light water nuclear power plants against the effects of postulated pipe rupture 060525000773 1998-08圄25发布1998-11-01实施中国核工业总公司发布EJ /T 335-1998 目次前言.Ill 引言.N 1 范围2 引用标准3 定义4 假想破损的位置和形状.5

2、防护要求.8 6 管道甩动效应和管内载荷效应的评定.10 7 喷射冲击效应的评定. 19 8 隔室升压效应的评定.24 9 环境效应的评）. 25 10 淹水效应的评定.2611 评定对所需系统和部件的潜在危害的步骤.26 12 先泄漏后破裂方法.30 附录A（提示的附录）参考资料.33 EJ /T 335-1998 前言本标准是EJ335-88的修订版。本标准的修订工作是依据美国核学会编写、美国国家标准学会批准的美国国家标准ANSI/ANS- 58. 2-1988轻水堆核电厂假想管道破损效应防护设计依据进行的。本标准在技术内容上与该美国标准等效。对EJ335 88进行修订的目的是为了反映国内

3、外在抗管道破损这一课题上的最新研究成果，同时，也为了与国外在这一课题上的先进标准相一致。本标准对EJ335 -88的修订主要体现在增加了一章，即第12章，有关“先泄漏后破裂”的评定准则和分析方法。本标准的附录A为提示的附录。本标准从生效之日起，同时代替EJ335-88。本标准由中国核工业总公司标准化研究所提出并归口。本标准起草单位：上海核工程研究设计院。本标准主要起草人：冯炳良。m皿EJ/T 335-1998 51 .l-a 本标准的目的是为轻水堆核电厂提供有关的设计依据，以防其遭受假想管道破损的下列潜在不利效应z管道甩动、管内载荷、喷射冲击、隔室升压、环境状况和淹水。本标准不提供评定流体系统

4、内部载荷（除管内载荷外、飞射物的生成、应急堆芯冷却系统的流量要求以及安全壳升压的专门导则。虽然管道破损可能是由于非预计工况引起的随机事件而发生的，但就任何特定管道的损坏机理而言，假设破损的实际位置是由该处的应力和疲劳的状况决定的。因此，在一给定管段上，最可能发生破损的点是与相对应力较高或相对疲劳损伤较高的点相联系的。这些高相对应力与高相对疲劳损伤的点可根据预计工况和设计载荷来预先确定。本标准通过假设在与规定的地震事件和电厂运行工况有关的受载情况下最可能发生损坏的那些位置上发生了管道破损及有关设计规则，来达到为核电厂提供防护的设计目的。第3章“定义”定义了本标准中所用的术语。第4章“假想破损的位

5、置和形状”规定了要考虑的假想破损的位置和特征。第5章“防护要求”规定了用来论证防护的充分性的要求。第6章“管道甩动效应和管内载荷效应的评定飞第7章“喷射冲击效应的评定”，第8章“隔室升压效应的评定”，第9章“环境效应的评定”，以及第10章“淹水效应的评定”分别规定了为确定管道甩动和管内载荷、喷射冲击、隔室升压、环境状况以及淹水等效应所产生的潜在危害而应采取的依据和假设。在第11章“评定对所需系统和部件的潜在危害的步骤”中给出了评定对所需系统和部件的潜在危害的一种推荐步骤。第12章“先泄漏后破裂方法”规定了先泄漏后破裂（LBB)方法的准则，这些准则可用来取消或减少在某一假想破损位置处所需考虑的管

6、道破裂效应。IV 中华人民共和国核行业标准轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则Design basis for protection of light water nuclear power plants against the effects of postulated pipe rupture 1 范围本标准给出了核电厂抗假想管道破损的潜在不利效应的设计依据。本标准适用于轻水堆核电广。2 引用标准EJ/T 335-1998 下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时，所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性

7、。EJ/T 562-91 核安全有关的操作员动作时间响应设计准则EJ/T 924 95 轻水堆隔间压力与温度瞬态分析EJ!T 1079-1998 轻水堆隔间淹没效应防护准则ASME BPVC美国机械工程师协会锅炉及压力容器规范1995第E卷，核动力装置设备建造准则（Sec.Ill 1995 Rules for Construction of Nuclear Pow er Plant Components) ASME B31.1-1992 ASME压力管道规范动力管道(Power Piping) 3 定义本标准采用下列定义。3. 1 能动故障active failure 能动部件在需求时功能失灵

8、，未能完成其预定的核安全功能，能动故障不包括与部件运动部分的转动或位置变化无关的故障，后者属于非能动故障。能动故障的例子有：阔门或止田间发生故障而未能移动到它的正确阀位；泵、风机或柴油发电机启动失效。由动力驱动的部件因其驱动系统或控制系统的原因而产生的误动作应作为能动故障，除非有专门的设计性能或运行限制来排除这种误动作。动力驱动的阔门由于非预期的接通了动力摞而打开或关闭即是误动作的一个例子。中国核工业总公司1998-08-25批准1998-11-01实施EJ/T 335-1998 3.2 分支管段branch run 起始于某一主管段的一个分支点，终结于某一端点、或另一主管段、或另分支管段、或

9、自由端的一段管段。下列情况除外。a）在整个管段上对主管段的热膨胀没有太大约束的、具有自由端的分支管段可作为主管段的一部分。b）如果满足下列条件，则分支管段可与主管段的管道一起作为主管段的一部分，包括在管道应力分析计算模型中，而它与主管段的连接处可作为中间位置处理z1)在分支管段及其与主管段的连接处的应力与疲劳程序，相对于主管段上的而言，是被准确确定的，包括考虑了分支管段与主管段间可能存在的不同金属材料的接口。2）在计算分析中准确采用了作用在分支管段以及主管段上的载荷，包括分支管段系统指定为A级或B级使用限制的所有工况，如快速阀门的动作。3）对主管段性能有较大影响的分支管段（如分支管段与主管段的

10、尺寸相接近时）。除非另作论证，分支管段与PWR反应堆冷却剂环路的接口、与BWR再循环环路的接口应作为端点处理。J.3 隔室compartment 地坑、隔间等的统称。J.4 部件包容体component enclosure 围住所需系统和部件的一种构筑物，它设计成能防止包容体外的管道破损效应影响包容体内的所需系统与部件的核安全功能。3.5 高能管系high energy piping system 在电厂正常运行工况下最高运行压力超过2MPa（表压）或最高运行温度超过100的任何系统或系统的组成部分。如果管系在这些限值以上运行的时间相对于其执行预定功能的时间而言仅为很短的一部分（小于2%），则

11、可将其划作为低能管系。在某些电厂设计中的余热排出系统可能就是这种系统的一个例子。3.6热备用hot standby 反应堆维持在运行压力和温度的极低功率下的临界状态。3.7 冷却剂流失事故loss-of-coolant accident CLOCA) 流失速率跑过正常补给系统补给能力的事故。对轻水堆，亦称失水事故。3 8 主管段main run 连接端点的管段3.9 低能管系moderate piping system 在电厂正常运行工况下最高运行压力小于等于2MPa（表压）且最高运行温度小于等于100的任何系统或系统的组成部分。所有承压高于大气压力而没有划作为高能管系的管系均应划作为低能管系

12、。3. 10 电厂正常工况normal plant conditions 核电厂在启动、功率运行、热备用及系统停运过程中所预计到的经常性或定期出现的工2 EJ/T 335-1998 况（不包括试验）。3.11 核安全功能nuclear safety function 为了核安全而必须完成的特定功能，这些功能保证za）维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；b）停堆井使其维持在安全停堆状态的能力；c）防止或缓解会引起厂外辐照的电厂工况的后果的能力。3. 12 与核安全相关的nuclear safety-related 适用于下列各项因而意义重大的或重要的：a）执行核安全功能的构筑物，系统或部件厂；b）

13、用于确定或说明影响执行核安全功能的构筑物，系统或部件的参数的图纸，技术规格书或规程，分析报告或其它文件；c）执行核安全功能的构筑物，系统或部件的设计，采购、制造、处理、运输、贮存、清恍、装配、安装试验、运行、维护、修理、换料以及修改等工作。3. 13 运行安全地震动（SL一1)又称运行基准地震operating basis earthquake(OBE) 考虑到地区及当地的地质学与地震学情况以及当地地表下岩层的材料的特征而可合理地预计的在电厂运行寿期内可能发生的会影响到厂址的地震。对于这种地震所产生的地面运动CSL-1），电厂中为电厂能继续运行而不会对居民的健康与安全产生过大风险所必需的那些与

14、核安全相关的设施要保持其功能。3.14 非能动故障passive failure 工艺流道阻塞或部件丧失结构完整性或稳定性，以致在需求时不能提供其原定的核安全功能。3. 15 管段piping run 一段管道，它至少有一个端点，或作为另一段管道的分支。3.16 管道甩动pipe whip 由于假想管道破裂而引起的管道的迅速运动。3. 17 管道甩动约束件pipe whip restraint 用来控制管道甩动的一种装置，包括其锚固部分。3. 18 管道包容体piping enclosure 一种把管道围住的构筑物（如管沟、隔室或建筑物），它设计成能包容住在包容体内或在包容体边界的上游或下游（

15、如建筑物之间的管沟某处管道破损的效应，防止其影响邻接的或邻近的所需系统和部件的核安全功能。3. 19管网pipingnetwork 在分析模型中所用的主管段，或支管段，或主管段与支管段两者起相互连接所构成的系统。3.20 假想管道破裂postulated pipe break 假想的管道环向破裂或纵向破裂（见4.z条）的统称。3.21 假想管道破损postulated pipe rupture 3 EJ/T 335-1998 假想的管道环向破裂、纵向破裂、穿透管壁的裂缝（穿壁裂缝或泄漏裂缝（见4.2条）的统称。3.22 安全壳(primary) containment 在燃料包亮和反应堆冷却剂

16、压力边界之后起屏障作用以控制放射性物质释放的、机组的重要构筑物，它包括za）安全壳构筑物及其闸门、贯穿件以及附属建筑；b）用来将安全壳空气与环境相隔离的阀门、管道、封闭系统以及其他部件pc）因其系统功能的需要而扩展了安全亮构筑物边界（如相连的蒸汽管道和给水管道）且提供有有效隔离的系统组成部分。3.23 反应堆冷却剂正常补给reactor coolant normal makeup 在正常运行期间，由维持冷却剂装量的系统向反应堆冷却剂压力边界补给冷却剂。3.24反应堆冷却剂压力边界reactor coolant pressure boundary 诸如压力壳、管道、泵以及间门等符合下列条件的所有

17、承压部件tu为反应堆冷却剂系统的组成部件，或者b）与反应堆冷却剂系统相连的部件，直至并包括下列部件：1)在贯穿安全壳的系统管道上的最外侧的安全壳隔离阀p2）在不贯穿安全壳的系统管道上的在反应堆正常运行期间常关的两个阀门中的第二个阀门；3）反应堆冷却剂系统安全阀和卸压阀，对沸水堆，反应堆冷却剂系统延伸至井包括主蒸汽与给水管上最外侧的安全壳隔离阀。3.25 所需系统和部件（又称关键系统和部件）required system and component 在有关的假想管道破损发生后为安全停堆所需的系统和部件（系统中的构筑物、设备、部件或整个系统）。3.26 安全停堆safe shutdown 反应堆处

18、于足够次临界深度，并以可控速率排出堆芯余热，安全壳的密封得到保证，从而使放射性产物的释放保持在允许范围内，以及为维持这些条件所必需的系统正在其正常范围内工作的停堆状态。3.27极限安全地震动（SL-2）又称安全停堆地震safeshutdown earthquake (SSE) 考虑到地区及当地的地质学与地震学情况以及当地地表下岩层材料的特征而估计可能发生的最大地震。这是一种这样的地震：某些构筑物，系统和部件要设计成能在这种地震所产生的最大地面运动（SL一2）下执行其核安全功能。3.28抗震I类seismic category I 在经受SL-2期间或在SL一2之后要求执行其必要的核安全功能以应

19、付SL-2中的任何事件的这类核安全有关构筑物、系统和部件类别。3.29端点terminalend 起始于实质上对管道的热膨胀起刚性约束作用的构筑物或部件（如容器或部件的管嘴或构筑物上管道的锚固点的那部分管道。典型的情况是，在管道规范应力分析中假定为固4 EJ /T 335 -1998 定点的是一种端点，与主管段相连的分支管连接点是分支管段的一个端点。分支管道划作为主管段的一部分这种特殊情况（见分支管道的定义）为例外。在管道上的管配件，如阀门等，在管道规范应力分析中没有假定为固定点，则不作为端点。4 假想破损的位置和形状4.1 总的要求电厂的所有管系都应考虑假想管道破损，并应根据管系中的能量评定

20、其危害所需系统和部件的可能性。管系应划分成高能或低能；假想破损应划分成环向破裂、纵向破裂、世漏裂缝、穿壁裂缝。每个假想破损应分别作为单个假想始发事件来考虑。对每个假想环向破裂与纵向破裂，应分别按第6章至第10章的要求作出管道甩动、喷射冲击、隔室升压、环境状况及淹水等效应的评定。而且，如果要求论证电厂安全停堆，则应进行流体系统内部载荷的评定，评定流体力对流体系统内或流体系统边界上的部件的影响。然而，本标准只给出对于除管道以外的其他部件进行这种评定的总的导则，如果某假想破裂导致了飞射物的产生，则应另外进行飞射物效应的评定。在本标准中没有给出进行这种评定的专门导则。对每个假想泄漏裂缝，应按第8、9、

21、10章进行隔室升压，环境状况及淹水等效应的评定。对每个假想穿壁裂缝，应按第9、10章进行环境状况和淹水效应的评定。在对所需系统和部件进行评定时应论证，第5章中的防护要求是满足的。第11章给出了进行这种评定的种推荐步骤。4. 2 假想破损说明4.2. 1 环向破裂除非分离的程度受到限制（见6.2. 4），应假定环向破裂造成管道断开而彻底分离成两个断离的管端。应假定破口平面垂直于管道的纵轴线，而破口平面面积（A.）为破口位置处管道的截面流通面积。两个破裂管道区段彻底分离的环向破裂的破口流通面积A1）应等于破口平面面积（A.）。部分分离的环向破裂的破口流通面积（Ar）见6.2.3、6.2. 4及7.

22、2 b）中的说明。部分分离的破裂的破口流通面积、排放系数及排放关系式应在理论上分析或实验上加以证实。除非另有证明，彻底分离的破裂的排放系数应假定为1.0。4. 2.2 纵向破裂应假定纵向破裂造成管壁沿管道纵轴线裂开，但并不分离。应假定破口平面平行于管道的纵轴线，而破口平面面积（A.）为破口位置处管道的截面流通面积。破口流通面积（A1）应等于破口平面面积（A.）。应假定破口形状为圆，或为长轴平行于管道和线的椭圆，其排放系数为1.0。若纵向破口的面积、形状或排放系数要取其他任何值，则应由分析或试验数据加以证实。4. 2.3 泄漏裂缝应假定泄漏裂缝为一种穿透管壁的裂缝，而裂缝的尺寸及相应的流率由分析

23、及泄漏检测系统等按12.3.2b）所述来确定。4.2.4穿壁裂缝应假定穿壁裂缝为，.，.穿透管壁的圆形小孔，其截面流通面积等于管道的内径的一半与5 EJ/T 335-1998 管壁厚度的一半的乘积，排放系数应取为I.o. 4.3假想破损位置4.3.1 1级管道对1级管道（指A.,SMEBPVC Sec . II一1995中的规范1级管道），应假定4.3. 4和4. 3. 5所规定的管道破损发生在每一管网的下列位置处za）管网承压部分的端点z以及b）下列两类中间位置之一z1)可能有高应力或高疲劳的中间位置，如管件、阀门、法兰及焊接附件处z或者，2) u值超过0.4或S值超过2.4Sm的中间位置。

24、这里zs一在规定为A级或B级使用限制的载荷组合下的一次加二次应力强度范围。该S值按ASMEBPVC Sec. I一1995的NB-3600中公式(IO）与(12），或公式(10）与(13）计算。Sm一一许用应用强度值。U一一累积损伤因子。4.3.2 2级管道、3级管道或作抗震分析的非核级动力管道对2级管道（指ASMEBPVC Sec. Ill -1995中的规范2级管道、3级管道（指ASMEBPVC Sec. Bl -1995中的规范3级管道）或作抗震分析的非核级动力管道，应假定4.3. 4和4. 3. 5所规定的管道破损发生在每一管网的下列位置处：6 a）管网承压部分的端点p以及b）下列两类

25、中间位置之一1)可能有高应力或高疲劳的中间位置，如管件、阀门、法兰及焊接附件处FD或者：(i）对2级或3级管道，应力S超过O.B(X十Y）的中间位置处，这里zS一一在规定为A级或B级使用限制的载荷组合下的应力。该S值按ASME BPVC Sec. m一1995的NC3600中公式（的与公式(10）之和计算，X,Y分别为该公式（9）与公式(10）许用应力。X一B级使用限制的许用应力。Y一热膨胀应力的许用应力。(ii)对作抗震分析的非核级动力管道，应力S超过0.8(X十Y）的中间位置处，这里zS一一在热膨胀、持续载荷及偶然载荷（包括SL一1)的载荷组合下的应力。该S值按美国标准ANSI/ASME

26、B31. I -1992“动方管道”中第104.8条公式02）与公式03）之和计算。X、Y分别为该公式(12）与公式(13）的许用应力。X一一在压力、重量、其他持续载荷及偶然载荷（包括地震的载荷组合下的许用应力。Y一一热膨胀应力的许用应力。EJ /T 335-1998 4.3.3 不作抗震分析的动力管道对不作抗震分析的动力管道，应假定4.3. 4和4.3. 5所规定的管道破损发生在每一管网的下列位置处：a）管网承压部分的端点z以及b）可能有高应力或高疲劳的中间位置，如管件、阀门、法兰及焊接附件处。4.3.4 各种类型破裂位置在所有高能管道系统上4.3. 1、4.3. 2或4.3.3所规定的位置

27、处，都应假定发生环向纵向两种破裂，但两者并不同时发生，但是，下列情况除外sa）名义直径等于或小于25mm的管段上不必假设环向破裂。b）名义直径小于lOOmm的管段上不必假设纵向破裂。c）在端点不必假设纵向破裂。d）如果进行了详细的应力分析（如有限元分析），从而可以用某个位置处的应力状态来确定最可能发生的破裂类型，则在这样的位置处只需假设一种破裂类型。若在A级与B级使用限制的最严重的载荷组合下，某处轴向的一次加二次应力至少为环向的1.5倍，则该处只需假设环向破裂。反之，若在A级与B级使用限制的最严重的载荷组合下某处环向的次加二次应力至少为轴向的1.5倍，则该处只需假设纵向破裂。e）在满足4.3.

28、 6要求的位置处不必假设环向破裂与纵向破裂。在采用4.3. 5 b）所述准则的位置处不必假设环向破裂与纵向破裂。4.3.5 各种类型裂缝的位置a）穿壁裂缝在所有名义直径大于25mm的高能和低能管道系统上4.3. 1、4.3. 2或4.3.3所规定的位置处，都应假定发生穿壁裂缝。但是，在下列位置处不必假设穿壁裂缝：1）对安全一级管道，4.3. 1中定义的S的计算值小于4.3. 1 b) 2）中的限值的一半的位置处：2）对安全二级、安全三级、安全四级管道，4.3. 2中定义的S的计算值小于4.3.2 b）中的限值的一半的位置处；3）满足4.3. 6要求的位置处；4）采用4.3. 5 b）所述准则的

29、位置处。b）泄漏裂缝若由按照第12章的要求进行的分析证实其合理性，则可以假设用世漏裂缝来代替环向破裂、纵向破裂或穿壁裂缝。4.3.6 安全壳贯穿区内的管道按ASMEBPVC Sec. m -1995设计且满足下列附加要求的管道，在其安全壳墙体与内侧或外侧隔离阀之间不必假设破损：a）在那部分管道上的S值或U值不应超过要假定中间破损位置的限值（对1级管道如4. 3. 1 b) 2）所规定，对2级、3级管道如4.3. 2 b) 2）所规定）; b）在两种隔离间以远的高能管道发生假想管道破裂以后，从安全壳墙体到隔离阀之间EJ/T 335-1998 （包括隔离阔的长度）的管道上的应力应保持在ASMEBP

30、VC Sec. BI -1995规定的C级使用限制以内；c）应满足5.2和5.3所规定的设计要求和在役检查要求；d）应恰当地鉴定安全壳隔离阀的合格性，以确保当其受到该间门以远的假想管道破裂所引起的可能传到阀门上的任何载荷组合时仍保持其可操作性和密封性。4.4假想破损形状4.4. 1 破裂形状如果假想破裂的位置在三通、弯头或下列管道位置处，则应按下述方法确定破裂的形状和类型：a）没有详细的应力分析可供使用时，应假设如下：1)在超出4.3准则的每个三通、弯头、管道与管件的焊缝处，应逐个假设发生环向破裂，且应逐个假设在三通或弯头的每一侧在其中心发生纵向破裂，破口取向垂直于管件平面。2）在分支管段连接

31、部，应假设在分支管段与主管段的焊缝处或分支管段与管件的焊缝处发生环向破裂，且应假设破口平面面积（A.）为分支管的截面流通面积。3）在焊接附件（如吊耳、支杆等）处，应假设在焊接附件的中心线处发生纵向破裂，其面积等于由附件焊缝所界定的管道表面积。4）在轴对称的管道位置处，如大小头，应假设在每个超出4.3准则的管道与管件的焊缝处发生环向破裂与纵向破裂，纵向破裂取向应取成会使管道构形发生平面外弯曲。b）另一方面，如果进行了详细的应力分析或试验，则可以利用分析或试验的结果来预计最可能的破损位置和破裂类型。4.4.2 裂缝形状除非另有论证，在假想泄漏裂缝或穿壁裂缝位置上应假设裂缝孔位于管道周边的每个点上。

32、5 防护要求5.1 总的要求对所需系统和部件应提供防护，以保证在电厂系统管道发生假想破裂后，它们仍能执行其核安全功能。这种防护可以通过以其优先级次序列出的下列方法中的一种或几种来达到：a）把管道与所需系统和部件隔离开，设在远离所需系统和部件的地方。通过电厂的实体布置，使所需系统和部件与管道之间有足够的距离，从而使假想管道破损的效应不能影响安全停堆，这样就可以实现隔离（见11.2）。8 b）设置管道包容体。c）设置部件包容体。d）在系统中设置附加设施（如隔离阀。e）将所需系统和部件设计成能经受住假想管道破损的影响。EJ/T 335-1998 f)设置附加的防护设施，如约束件与屏障。5.2 设计要

33、求应满足下列设计要求：a）所需系统和部件应按抗震I类的要求设计。b）为贯彻5.1的要求而设置的管道包容体、部件包容体、防护结构屏障、支持管道甩动约束件的构筑物应按抗震I类的要求设计。c）防护设施（如管道甩动约束件等）应如下设计，即如果次级破损会影响安全停堆，则一根管道上的假想破裂不得再导致其他邻近管道的破损。d）应考虑管道甩动可能引起名义尺寸较小的被撞击管道（不论其壁厚如何）分别发生环向破裂和纵向破裂，可能造成名义尺寸相同或较大而壁厚相等或较溥的管道发生穿壁裂缝。可以用按预计撞击能范围进行的理论分析和或实验数据来论证管道经受住撞击而不破损的能力，但应该考虑由于被撞击管道内流量减少而丧失功能。e

34、）安全壳贯穿区管道应满足下列要求：1)这些部分管道的长度要切合实际地尽量短。2）应避免采用要求直接焊在这部分工艺管道外表面上的焊接附件（诸如为了管道锚固体和约束件的设计的需要）。例如，整体锻造的管件不需要这种焊接。若由于其他设计上的理由必须采用焊接附件，则这种焊缝应能进行100%体积的在役检查，并且应进行详细的应力分析来论证符合应力限制。3）穿过双层安全壳环廊的那部分管道，如果其假想破损（按4.3.4确定）会影响安全壳构筑物的承压完整性，或者会引起安全壳环廊中的压力升高到超出其设计限，则应设置封闭的防护结构（防护套管）。4）若防护套管是安全壳边界的一部分，则这种防护套管应按ASMEBPVC S

35、ec. Ill -1995 NE分卷MC级的规则来建造。此外，整个防护套管应设计成满足下列要求与试验：(i)设计压力与温度不应低于电厂正常运行工况下被围工艺管道的最高运行压力与温度；(ii）在与安全壳设计压力与温度相应的载荷与SL2载荷的组合作用下，不应超过ASMEBPVC Sec. Ill -1995 NE一3221(C）中的C级使用限制；(iii）防护套管组件应在不低于安全壳试验压力的压力下进行单独的压力试验。5）管道环向焊缝和纵向焊缝的数目以及分支管接头的数目应尽可能少。若采用防护套管，则系统管道的被围部分应为无缝结构。f)假想管道破损的各种效应，不应姑碍控制室的可居留性，不应妨碍通向对

36、安全控制反应堆运行重要的，或处理管道破损后果所需的周围区域的通道。g）应防止由不构成冷却剂流失事故的管道破损所产生的影响引发出冷却剂流失事故。应防止反应堆冷却剂系统某一环路管道破裂导致同一环路或其他环路的其他管段破裂。h）对任何假想管道破损，安全壳壳体应保持结构完整性。此外，对于划作为冷却剂流失EJ /T 335-1998 事故的那些假想管道破损，安全壳应保持设计密封性。在实践中，应防止发生甩动的管道甩击到安全壳上，从而实现上述这两个目标。当多机组电厂的一个机组的管道上发生假想破损事故时，该受影响机组的安全停堆不应妨碍未受影响机组的安全停堆能力。5.3 在役检查要求在役检查和有关的设计措施应遵

37、循下列要求：a）为满足5.1的要求而采取的防护措施不应妨碍按有关规范规定进行在役检查所需要的通道。对于被围在防护套管中的那部分流体系统管道，应在防护套管上设置检查孔，以便进行工艺管道上环向焊缝的检查。检查孔不应位于防护管道穿过安全壳环廊的那一部分上。b）当在安全壳贯穿区管道上不假设破损时（根据4.3. 6中的条款），在每个检查周期中所完成的在役检查的内容应包括对在这部分管道的边界内的所有环向焊缝和纵向焊缝作100%体积的检查。c）要进行检查的区域应按有关规范来确定。S.4 系统和部件的可运行性评定假想管道破损效应需要详细的系统分析。应从可运行性的观点来评定可能受管道破损影响的所需系统和部件。关

38、于系统和部件可运行性的一些事项如下：a）除5.4 b）中所说明的情况，以及失去厂外电源与假想管道破损同时发生这种情况以外，应考虑发生随机单一能动故障的可能性。b）当假设假想管道破损发生在双用途的所需低能系统（即在电厂正常运行期间要投入运行，而且停堆和缓解管道破损后果也需要的系统的两个或多个系列之一上时，若系统是按抗震I类要求来设计的，是由厂外电源和厂内电源两处供电的，且是按照适合于核安全条统的质量保证、试验和在役检查标准来进行建造、运行和检查的，则不必假设系统其他系列上的能动部件发生单一故障。可看作用途的所需系统的例子有z厂用水系统、设备冷却水系统及余热排出系统。c）所有可供使用的抗震I类系统

39、以及其他按抗震I类系统的要求进行分析的系统，包括那些由操纵员的动作驱动的系统，都可以用来缓解假想管道破损的后果。在判断系统的可用性时，应考虑假想破损，并考虑所假设的单一能动部件故障。应按照EJ/T562-91，根据对所要执行的动作而言可供使用的时间的长短及走近设备的通道的情况，来判断操纵员采取动作的可行性。6 管道甩动效应和管内载荷敢应的评定6. 1 总的要求从高能管道的环向或纵向破口释放出来的流体会引起管道系统内流动特性的重大变化，产生会使管道动态激励的反作用力。如果这些力足以引起管道甩动，则附近的所需系统和部件应加以保护，或使其设计成能经受住管道撞击的后果。此外，破裂管道的流体系统内或其边

40、界上的所需部件（如果有的话）应设计成能经受住管道破裂载荷，因此，如4.1所规定10 EJ /T 335-1998 的，应对由假想破裂引起的、可能发生的管道甩动以及管内载荷作出评定，以保证满足防护要求。对于破损管道，若由于其管道运动而产生出不可接受的影响，则应设置管道甩动约束件或屏障或某些其他防护措施以防止发生不可接受的危害，或者按5.1将其与所需系统和部件隔离开来。应按6.2确定流体力，而所造成的管道运行、管道甩动约束件的载荷及有关结构的载荷则应用6.3至6.6中的准则来确定。6.2流体力作用在破损管道上的流体力是时间和空间的函数，取决于破损前管内的流体状态、破口流通面积、摩擦损失、电厂系统的

41、特性、管系的几何特征以及其他因素。本节给出了为恰当考虑这些因素所必需满足的要求。6. 2. 1 力的计算方法描述作用在破损管道上的流体力的普遍公式为：云二L.v. i (p U)dV +Ls.仇。dA.) + LinPd.1生n+ LoutPd AouJ LpPadAP ( 1) 式中：T一一作用在管道上的动态流体推力矢量，问c.v.一控制容积；c. s.一一控制表面；V一一体积，m3;AF表面积，m2;p一密度，kg/m3;u一一流体速度矢量，m/s;P一面积元（dA或dS）中心处的当地压力，Pa;Ain一一流入控制容积的面积，m2;A out一一流出控制容积的面积，m2;P.管道周围的环境

42、压力，Pa;AP管道的外表面积，m2。对于在紧接90。弯头的下游处的等截面管道上的环向破裂（如图lCA）所示），或者对于纵向破裂或分支管路在分支接口处的环向破裂（这两者均如图lCB）所示），上述普遍公式可简化为如下形式：Tx=-L.v.仙）dV-pU.卅P卅P.A. 式中：Tx一一沿X方向作用在管道上的动态流体推力，N;Ux一一控制容积流体沿X方向的速度，m/s;11 EJ/T 335-1998 u.一一在破口平面面积处的流体速度，m/s;P.在破口平面面积处的流体压力，Pa;P.管道周围环境压力，Pa;A.在破口平面处控制容积的面积（或者破口平面面积），mz。说明：对环向破裂及纵向破裂，A.

43、为假想破口位置处管道的截面流通面积（见4.2. 1与4. 2. 2）。(2）式的第一项为加速度项。对于稳态流动情况，加速度项为零。其余三项为稳态流体力。go弯头控制容积一一x十XP, J pr1JJ也一: AA- - P一FJF，ixJ-T- 认且了一内一、rieLaa1tftttitTh 句一Tx一Ux.去u.L一一一一一一一-J 控制容积P. A, CA) 环向破裂一彻底分离(B) 纵向破裂CC) 环向破裂一受限制分离图1控制容积模型12 EJ/T 335-1998 为了求出反推力，首先应确定管系中各种流体瞬态特性，可以用相应的程序来计算管道破损后管系中流体的瞬态热力学状态参数。在这些程序

44、中，管系化成了计算模型，流体的初始热力学状态参数是确定的，而破裂区的特性作为输入量，然后用这些程序来计算作为时间函数的流量、质量、能量及动量守恒方程。这样就可根据计算出来的流体瞬态参数，用(1）式或（2）式来确定随时间变化的反作用力。也可用经证明为保守的简化方法来确定流体力。在6. 2. 2至6.2. 5以及4.2中给出了确定流体瞬态参数的要求。6. 2. 2 运行工况为了进行设计，应假设破损仅发生在电厂正常运行工况期间，而且应采用下列假设来确定管道及其相连容器（壳体、热交换器、稳压器等）内的热力学状态，以进行流体反作用力的计算za）对于通常在运行期间承压的那部分管系，管道及其相连容器的热力学

45、状态应与100%功率时相一致。b）对于通常仅在电厂非100%功率运行期间承压的那部分高能管系，应按最严重的模式来确定热力学状态及相关的运行工况。6. 2.3 破口开裂时间为了进行分析，应假设环向和纵向破口平面面积（A.）是在破裂开始后的lms内扩展成的。若取其他值则必须在理论上或实验上加以论证。在假定环向破裂时，可以假设破裂的管道区段充分移动到破口流通面积（A1）等于上游和下游破口平面面积之和（2A.）所经历的时间为lOms。宜假定部分分离的破口（见6.2. 4）达到最大破口流通面积的时间成比例减少。若取较长的分离时间则应加以证明。6.2.4 管道几何状况的影响在计算作用于管系的流体力时，可以

46、考虑在破口和压力容器之间的流动阻力损失。可能要考虑的典型部件有：孔板、管嘴、阔门、节流圈、喷雾头、弯头、弯管及直管。还可以考虑在端部封闭的管段（端部封死的或有常关阀的）内的能量是有限的。如果管道受到限制了管道分离后的破口流通面积（A1）的结构设计设施（墙、管道甩动约束件等）的约束，则必须根据这个受到限制的流体破口流通面积进行热工水力分析，从而确定作用在破损管道上的流体力，否则则必须加以证明。在分离受到限制的情况中如图1(C) 所示），U.-P.从而作用于破裂管道区段的力取决于与时间有关的破口流通面积Ar，而破口平面面积A.则为定值。6.2.S 临界流模型用来确定通过管道上的破口和限流区域的最大流量的临界流模型将直接影响所计算出来的反作用力。对于在排放平面处滞止状况下闪蒸的流体或蒸汽含量大于零的汽水混合物，可采用穆迪（Moody）的临界流模型或均匀平衡模型。对于过冷区的流体，可采用亨利富斯克（Henry-Fauske）模型。如果能通过实验数据或分析加以证明，也可以采用其他临界流模型。6.3 管道响应假想破损管道与管道甩动约束件系统按6.2所述的流体动态力的响应进行分