EJ3221994反应堆压力容器设计准则

1F69EJ/T32294压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则19941024发布19950101实施中国核工业总公司发布附加说明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。1主题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力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/T15433压水堆压力容器选材原则与基本要求EJ313压水堆核电厂系统部件安全等级的划分HAF0201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HAF0400核电厂质量保证安全规定HAF0402核电厂质量保证记录制度HAF0406核电厂设计中的质量保证HAF0900民用核承压设备安全监督管理规定3术语31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。32载荷LOADINGS、各种载荷因素的组合。33载荷组合SETSOFLOADS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。34运行工况OPERATINGCONDITION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、工况、工况、工况及试验工况。35正常工况（工况）NORMALCONDITION指反应堆一回路正常运行时的运行工况。36异常工况（工况）UPSETCONDITION2指除了工况、工况、工况和试验工况以外的工况。37紧急工况（工况）EMERGENCYCONDITION指由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。38事故工况（工况）FAULTEDCONDITION指反应堆一回路安全设计上的假想异常事件时的工况。39试验工况TESTINGCONDITION指进行的耐压试验，在反应堆压力容器和（或）一回路上施加超过最高使用压力的加压工况。310事故工况下的动态系统载荷DYNAMICSYSTEMLOADINGSASSOCIATEDWITHTHEFAULTEDCONDITION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。311使用限制SERVICELIMITS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完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总的准则41规范与标准411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、设备等级为规范一级、抗震要求为抗震类。412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，应对规范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。42质量与记录421必须按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。422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HAF0402要求，并由核设施营运单位在其整个寿期内保存和管理。43设计与性能431反应堆压力容器的设计必须防止其发生破裂，并具有足够的安全裕度，以保证在规定的各类运行、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。432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。44检查与监测441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整性。442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（RTNDT）等的变化。443应为反应堆压力容器设置反应堆冷却剂泄漏、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。345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51载荷511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。512机械载荷和热载荷因素至少应包括下列A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。C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（1MEV）辐照而产生的材料辐射脆化，应予以特殊考虑。513由机械载荷和热载荷产生的应力和应变，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。52载荷组合521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瞬态，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器的完整性。这些载荷组合应根据下述三个方面来确定A最新建造许可证申请中规定的资料；B产生载荷的正常运行、预计运行事件及次序；C假想事故。522载荷组合通常按下列步骤进行A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。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根据本标准521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螺栓设计工况DDTDM1PDTD工况工况工况工况试验工况DNMN1TNDUMU1TUDEMMEM2TEMDNMN2LTNDPMPTPPNMN1TNPUMU1TUPEMMEM2TEMPNMN2LTNPPTP表中4D重量载荷；P压力；M机械载荷；T温度；M（1）运行基准地震载荷与该工况的机械载荷的组合；M（2）安全停堆地震载荷与该工况机械载荷的组合；L假想事故工况下动态系统载荷。脚码D设计工况；N正常运行工况；U异常运行工况；EM紧急运行工况；P试验工况。6结构材料准则61用于反应堆压力容器的材料通常应为锰镍钼系列的细晶粒低合金钢、奥氏体不锈钢、镍基合金及其制品，并参照GB/T15443执行。62应按材料预定的用途、运行状态承受的应力、应变、温度、化学腐蚀及中子辐照损伤等使用条件，以及制造工艺要求选择结构材料。63对选用的结构材料应根据使用条件及工艺要求对材料特性进行评价。这种评价应由主管部门组织进行，并以文件形式提供评价或认可的充分依据。若进行焊接，则必须对焊接性进行评价和验证，并以文件形式对评价或认可提供充分依据。64采用在原评价中没有考虑的新工艺时，则对这些新工艺与原评价中包含的工艺的等效性必须予以证实，这种证实应由原主管部门或部门授权或认可的组织或专家提供的补充评价文件为依据。65焊接材料和焊接消耗品必须由主管部门组织评价，并以文件形式提供评价或认可的充分依据。66用于反应堆容器堆芯段筒体的铁素体低合金钢材料的参考温度（RTNDT）一般应低于12，RTNDT按GB/T15443附录A确定。67对铁素体低合金钢材料的快中子辐照脆化敏感性，当没有足够的快中子辐照脆化效应的辐照数据时，应按附录A（补充件）进行预测和限制。7结构设计准则71总则反应堆压力容器除应满足功能要求外，其结构应满足A规定的应力及变形；B材料、制造和试验合理；C检验、维护方便。72连接结构要素721各构件的连接应尽可能设计成在纵向截面上有相同厚度和曲率的同轴旋转壳体连接。722对构件的不等厚连接应使两构件的旋转轴线重合，或中面无突变或弯折过渡。723不等厚构件的连接应采用适当的斜度或圆角半径过渡，以使两构件变形尽量协调。73连接焊接731尽可能采用大型构件以减少焊缝。732压力边界承压焊缝应为全焊透焊缝。5733焊缝应尽量避开高应力区和快中子强辐照区，并有足够的距离。734在确定焊缝位置与各构件空间位置相互关系时，应保证施焊方便和检验的可达性及可检验性。74冷却剂接管连接结构741接管的结构形式应符合采用的法规或设计规格书规定，它的几何尺寸（横截面形状、过渡半径）应使应力的分布与大小合理。742接管轴线应垂直或尽可能垂直壳体壁厚中面，偏差应尽可能小。743接管的布置不应位于有其它局部峰值应力的过渡区内。744接管与壳体之间的连接应采用全焊透焊缝连接，并满足无损检验规定要求。75控制棒驱动机构管座等连接结构751可采用冷装过盈配合或螺纹连接，并应满足规定的载荷和驱动线对中要求。752在采用冷装过盈配合或螺纹连接时应附加一道密封焊缝。753其布置、数量及尺寸应满足堆物理、热工、结构与工艺性要求。76法兰螺栓连接结构761法兰结构设计尤其应使上下法兰的刚度匹配，尽可能减小密封元件（如密封环）处的轴向分离量及径向相对位移，以保证密封性要求。762在确定螺栓布置、数量和大小时应使密封力分布均匀、装拆及重复检验方便。763在设计螺栓大小时，应将其作为承压法兰的传力连接件，将螺栓设计成弹性螺栓。764密封元件的设计应考虑到密封元件材料与法兰密封面及一回路冷却剂的化学相容性、密封性能的稳定性及密封元件的装拆方便。765密封面应根据密封性、装拆及检验要求进行结构设计。766法兰螺栓连接设计应考虑一旦发生泄漏时的探测和排漏要求。77支承结构771可以采用接管、容器法兰及焊接到容器上的单支承结构（如耳式支座、接管整体支承），亦可以采用旋转对称支承结构（如支承圆筒）作为反应堆压力容器支承结构。772支承结构与容器的焊接应采用全焊透焊缝。78导向定位结构781反应堆压力容器的顶盖安装时应有导向及就位后的精确定位结构，其构件装拆时应不损伤其它构件，便于装配及调整，以满足规定的顶盖与反应堆容器的同轴度要求。782反应堆压力容器堆内构件的支承及定位结构，允许堆内构件相对轴向和径向位移，便于装配及调整，以满足规定的堆内构件与反应堆容器的同轴度要求。79其它791构件及其连接过渡处的几何形状应尽可能避免形成腐蚀产物沉积的死区。792内外表面应有合适的粗糙度，以有利于密封、方便涂敷保护层及清洗去污。793应易于保温层的设置。794应考虑换料时螺纹孔、换料水池等封堵结构。8使用限制及应力限值81本标准对设计状态及运行状态规定的限制和限值（如表2），同时还应考虑特殊应力限值，如纯剪切应力等。82设计应力强度值分别为下列各值中的最小值A对铁素体材料室温下规定的最小抗拉强度的1/3；实际温度下1）抗拉强度的1/3；室温下规定最小屈服强度的2/3；6实际温度下1）屈服强度的2/3。B对奥氏体钢、NICRFE、NIFECR合金材料室温下规定的最小抗拉强度的1/3；实际温度下1）抗拉强度的1/3；室温下规定的最小屈服强度的2/3；实际温度下1）屈服强度的90，但不超过室温下规定的最小屈服强度的2/3。C对螺栓材料室温下规定的最小屈服强度的1/3；实际温度下1）屈服强度的1/3。注1）指计算构件实际载荷应力时的实际温度，对设计工况取设计温度。83应考虑热应力棘轮效应，对受瞬态内压作用下的轴对称壳体，允许的最大循环热应力为A温度沿壳体壁厚线性变化当01MEV）注量除以1019N/CM2。A4RTNDT计算RTNDTRTNDTSE00026X（A4）式中X为自内表面起至考核位置的距离（MM）。A5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103J（75FTIB）或（13KGFM/CM2），辐照后的ART或预计值最好不高于67，但不应超过93（2000F）。表A1焊缝化学因子NI（质量）CU（质量）00200400600801001200001002003004005006007008009010011012013014015016017018019202021222426293236404449525861667075798320202635434952555861656872767984889295100202027415467778590949710110310610911211511912212620202741546882951061151221301351391421461491511541572020274154688295108122133144153162168175178184187191202027415468829510812213514816117218219119920721422020202741546882951081221351481611761882002112212302389020021022023024025026027028029030031032033034035036037038039040889297101105110113119122128131136140144149153158162166171175104108112117121126130134138142146151155160164168172177182185189129133137140144148151155160164167172175180184187191196200203207160164167169173176180184187191194198202205209212216220223227231194197200203206209212216218222225228231234238241245248250254257223229232236239243246249251254257260263266269272275278281285288245252257263268272276280284287290293296299302305308311314317320表A2母材化学因子NI（质量）CU（质量）00200400600801001200001002003004005006007008009010011012013202020202225283134374145495320202020263137434853586267712020202026313744515865727985202020202631374451586574839120202020263137445158677786962020202026313744515867778696202020202631374451586777869610014015016017018019020021022023024025026027028029030031032033034035036037038039040576165697378828691951001041091141191241291341391441491531581621661711757580848892971041071121171211261301341381421461511551601641681731771821851899199104110115120125129134138143148151155160164167172175180184187191196200203207100110118127134142149155161167172176180184187191194198202205209212216220223227231105115123132141150159167176184191199205211216224225228231234238241245248250254257106117125135144154164172181190199208216225233241249255260264268272275278281285288106117225135144154165174184194204214221230239248257266274282290198303308313317320附录B防止快速断裂的线弹性断裂力学方法（参考件）B1役前反应堆压力容器水压试验的温度应根据91节规定或按下式确定KIKIR式中KI按反应堆压力容器壁中某一假定参考缺陷（如长度为15T，深度为41T的表面裂纹，T为壁厚）及水压试验压力（通常为不小于125倍的设计压力）计算的I型应力强度因子。KIR反应堆压力容器材料的参考临界应力强度因子，见图B1。B2在役泄漏和在役水压试验时反应堆压力容器的温度应根据下式确定1115KIKIR但压力分别为正常工况运行压力和11倍正常工况运行压力。B3应根据下式确定反应堆压力容器升温和降温速率的压力温度运行限制图，并确保反应堆压力容器升温降温速率及压力始终在该运行限制图的安全区域内。2KIKITKIR式中KIT为温差产生的应力强度因子。B4当反应堆堆芯处于临界（低功率物理试验除外）的全部时间内，反应堆压力容器的温度应高于在役水压试验要求的温度，且至少要比由94节计算得到最低压