《T／CNEA失水事故条件下锆合金包壳材料性能评估方法第1部分：淬火后残余塑性评估-编制说明》

一、工作简况

1、任务来源

本标准由中国原子能科学研究院牵头编制，起草单位包括：中国原子能科学

研究院、上海核工程研究设计院有限公司、中国核动力研究设计院、国家电投集

团科学技术研究院有限公司、中广核研究院有限公司、苏州热工研究院有限公司、

中国核电工程有限公司、生态环境部核与辐射安全中心、国核宝钛锆业股份公司、

西部新锆核材料科技有限公司。

本标准（项目号CNEA-645）于2023年3月17日中国核能行业协会团体标

准立项评审会议（会议纪要T/CNEA-HYJY-2023-10）立项通过，计划2024年3

月31日完成。

牵头单位中国原子能科学研究院于2023年11月与中国核能行业协会签订该

团体标准的制修订专项技术服务合同。

2、主要工作过程

本标准的制定过程主要分为前期标准化研究、初稿编写阶段、征求意见稿编

写阶段。

2.1前期标准化研究（2018年8月-2020年12月）

自2013年以来，由中国原子能科学研究院、苏州热工研究院有限公司及国

家电投集团科学技术研究院有限公司等单位承担了由国内三大核电集团研发、两

家锆材生产厂生产的国产新锆合金在失水事故（LOCA）条件下的性能评估。针对

能源行业标准NB/T20261-2014《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则》中

规定的一定事故条件下冷却性能需满足的包壳最高温度、最大氧化程度及保持可

冷却几何形状的要求，缺乏对锆合金包壳性能评估试验的标准。

因此，2018年到2020年，由中国原子能科学研究院牵头国内三大核电集团

相关设计院、研究院及锆材生产厂多家单位开展了能源标准化研究项目《失水事

故下锆合金包壳淬火后残余塑性评估方法的标准研究》。主要研究内容包括：

（1）调研国内外关于失水事故条件下锆合金包壳淬火后残余塑性评估方法，整

理试验参数、试验流程、试验装置及重要影响因素。

（2）试验参数评估：主要参照NRC待批版监管导RG1.223“DeterminingPost

QuenchDuctility”对锆合金LOCA残余塑性试验中的升降温速率、蒸汽流速、环

压样品长度、端面效应、环压温度、下压速率及预氢工艺等参数进行试验研究，

评估其对试验结果的影响。

（3）试验装置与流程评估：采用定型的同种材料、相同的试验参数，及拟标准

化的试验流程，在不同的装置上进行试验，比较试验结果的一致性，同时也与文

献数据进行对比，评估拟定的标准化试验方法是否具备标准化特征。

（4）通过环压试验建立永久（真）应变-补偿应变关系，并评估是否受环压装置

的影响。

2020年12月15日，该标准研究项目通过评审验收，验收意见认为该研究

成果内容翔实、技术全面，对失水事故下锆合金包壳淬火后残余塑性评估方法的

标准制定具有重要指导意义。

2.2初稿编写阶段（2021年1月-2023年3月）

在完成标准化研究项目《失水事故下锆合金包壳淬火后残余塑性评估方法的

标准研究》后，研究团队在参考NRC-RG1.223的基础上，吸收了标准化研究项

目成果，针对NRC导则草案的不明确或不合理之处，如CP-ECR的计算、蒸汽流

速、淬火前降温速率及锆管尺寸因素对性能的影响等描述进行了优化，自主建立

了不同于NRC的、更科学合理的环向压缩偏移应变-永久应变关系，优化了残余

塑性的偏移应变判据，从而编制完成了具有显著自主知识产权的本标准初稿。

2021年11月24日，成果《失水事故下锆合金包壳淬火后残余塑性评估方

法与标准》被签定为“总体技术属国内首创，达到国际先进水平”。

2.3征求意见稿编写阶段（2023年3月-2023年11月）

在2023年3月17日本标准由中国核能行业协会团体标准评审立项后，主要

针对评审意见，进行了修改：增加了示意图以方便文字理解，比如如何测量永久

应变与偏移应变；按中国核能行业协会团体标准编写要求规范了格式；调整了参

编单位与人员使得标准更具行业代表性。

2023年11月16日完成修改，形成征求意见稿。

3、主要参加单位和工作组成员及其所作的工作等

共有十家参编单位，由中国原子能科学研究院主编。

中国原子能科学研究院、苏州热工研究院有限公司、国家电投集团科学技术

研究院有限公司基于具体开展的失水事故下锆合金包壳淬火后残余塑性试验，为

标准中试验方法描述提供了内容或修改意见。

上海核工程研究设计院有限公司、中广核研究院有限公司、中国核动力研究

设计院、中国核电工程有限公司作为反应堆、堆芯或燃料组件设计方，从设计要

求的角度对标准撰写提供了意见。

国核宝钛锆业股份公司、西部新锆核材料科技有限公司从锆合金包壳生产的

角度对标准撰写提供了意见。

生态环境部核与辐射安全中心从燃料组件安全评审的角度对标准撰写提供

了意见。

二、标准编制原则和主要内容

1、标准编制原则

本标准的编制符合核电行业设备可靠性评价方法发展的原则，本着先进性、

科学性、合理性和可操作性的原则以及标准的目标、统一性、协调性、实用性、

一致性和规范性原则来进行本标准的制定工作。

（1）科学性

本标准编制前，首先开展了标准化研究项目《失水事故下锆合金包壳淬火后

残余塑性评估方法的标准研究》，通过试验研究，验证NRC导则草案的试验方法

与参数的同时，从科学原理上澄清了所参考NRC导则草案的不明确或不合理之处，

为编制本自主标准提供了科学基础。

（2）实用性

本标准的具体内容均来源于对国内三大核电集团自主新锆合金事故性能评

估试验，同时，标准的编制已经在一定程度上指导了这些持续10年、不同厂家、

不同牌号与批次锆合金的性能评估，使评估结果逐渐规范化、具有可比较性，并

为后续试验提供了标准。

2、标准主要内容的依据

遵从GB/T1.1-2020的要求，本标准的章节内容为：

前言，介绍了本标准所属的《失水事故条件下锆合金包壳材料性能评估方法》

系列标准中各部分的名称。列出了本标准起草单位与起草人。

引言，介绍了系列标准5部分各自的编制目的。

范围，给出了本标准内容范围与适用范围。

规范性引用文件，给出了本标准通过文中的规范性引用而构成本文件必不可

少的条款，主要包括一项能源行业标准。

术语和定义，主要规定了ECR、CP-ECR、永久应变与偏移应变的定义。

淬火后残余塑性评估方法概述，整体介绍了该评估标准的目的与流程。

残余后塑性试验程序，针对评估水冷反应堆的锆合金燃料包壳在失水事故下

的淬火后残余塑性，规定了模拟试验方法、试验参数要求及塑性判据，具体包括：

样品的材料类别、测氢方法、尺寸规定与测量、氧化温度与时间、升降温速率、

淬火温度、温度控制与测量、蒸汽流量与压力、环向压缩温度、下压速率、残余

塑性数据获得及塑性判据等。

3、解决的主要问题

锆合金包壳材料在事故工况下的性能与在正常工况下的各项性能一样，都是

锆合金材料研发、燃料及反应堆设计的重要依据。并且能源行业标准NB/T

20261-2014《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则》中明确规定了一定事故

条件下的冷却性能需满足的包壳最高温度、最大氧化程度及保持可冷却几何形状

的要求，但如何判断某种锆合金包壳在此工况下能否保持可冷却的几何形状，国

内外一直缺乏方便可行的性能评估试验标准。2016年美国核管会（NRC）发布的

RG-1.223《淬火后残余塑性试验方法》导则草案是目前国际上包括我国比较公认

的试验标准，但一直处于待审批状态，经本团队标准化研究，认为其内容也并不

完善。

因此，本标准的制定将解决上述需求，针对失水事故条件下锆包壳峰值温度

及最大氧化率设计条件下，堆芯必须能保持可冷却的几何形状这一设计准则，给

出可接受的具有可重复性和定量的包壳材料性能评估方法，为锆合金包壳提供一

种通过测量锆合金包壳材料淬火后塑性来判断材料韧脆转变的试验技术与判据，

并且具备自主知识产权。

三、主要试验（或验证）情况

开展了如下试验：

（1）试验参数评估：参照NRC-RG1.223，对锆合金LOCA残余塑性试验中的升

降温速率、蒸汽流速、环压样品长度、端面效应、环压温度及下压速率等参数进

行试验研究，评估其对试验结果的影响。

（2）试验装置与流程评估：采用定型的同种材料、相同的试验参数，及拟标准

化的试验流程，在不同的装置上进行试验，比较试验结果的一致性，同时也与文

献数据进行对比，评估拟定的标准化试验方法是否具备标准化特征。

（3）永久应变与偏移应变关系试验：通过环压试验建立永久（真）应变-偏移应

变关系，并评估这种关系是否受环压装置的影响。

通过上述试验，获得如下结论支撑本标准编制：

（1）模拟LOCA氧化淬火可采用辐射加热、样品在普通电阻炉中快速移动、电加

热及感应加热等多种方式，只要其升温速率、保温及降温控制满足模拟LOCA工

况，并且锆包壳高温蒸汽氧化动力学符合CP公式，试验参数标准化即可。

（2）淬火后锆包壳样品可采用环向压缩这种较简便的力学试验方法来评估其残

余塑性，但试验参数应标准化。

（3）美国NRC-RG1.223“DeterminingPostQuenchDuctility”（《淬火后残

余塑性试验方法》）提供的LOCA残余塑性试验方法与大部分参数被自主试验装置

及材料验证，具有普适性、可移植性，可作为制定试验标准的基础。

（4）NRC-RG1.223规定的试验参数中，升温速率、氧化样品长度、端面效应、

环压温度及下压速率等可直接翻译使用。

（5）以下试验参数应在NRC-RG1.223的基础上根据本团队试验结果修订或补充：

1）缩小蒸汽流速范围可以改善控温性；

2）修订对淬火前降温速率的规定；

3）补充对锆管尺寸规格的规定；

4）优化残余塑性的偏移应变判据。

四、标准中涉及专利的情况

本标准不涉及专利问题。

五、预期达到的社会效益、对产业发展的作用等情况

预计通过本标准，将支持燃料元件厂及核电厂对锆合金包壳的性能验收及运

行评估，有利于自主知识产权锆合金包壳的研发与生产。

六、与国际、国外对比情况

本标准是在对美国NRC导则草案RG1.223“DeterminingPostQuench

Ductility”（《淬火后残余塑性试验方法》）进行试验验证后，在部分采标的基

础上进行了修订或补充。

国内之前无此相关标准，本标准编制未国内首创。

本标准内容随着国内外更多试验的开展与认识水平的提高，仍有发展改进空

间。

七、在标准体系中的位置，与现行相关法律、法规、规章及标准，特

别是强制性标准的协调性

本标准为能源行业标准NB/T20261-2014《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统

设计准则》提供具体的性能评估方法，与该标准协调一致。

八、重大分歧意见的处理经过和依据

无。

九、标准性质的建议说明

建议本标准的性质为团体标准。

该标准所涉及技术内容仍在发展中，所参考美国NRC导则草案RG1.223也

尚未正式批准，但国产新锆合金的研发又急需该标准支持其事故性能评估，因此

首先作为团体标准供国内相关设计、制造、试验与安审单位参考使用是合适的。

十、贯彻标准的要求和措施建议

标准发布后，中国原子能科学研究院等参编单位将配合中国核能行业协会组

织行业召开标准宣贯会，开展培训