T／CNEA 压水堆核电厂高能管道破前漏分析规程-编制说明 （征求意见稿）

《压水堆高能管道破前漏分析规程》编制说明

（征求意见稿）

一、工作简况

1、任务来源

本项目承接了中国核能行业协会成立中国核能行业协会团体标准化委员会的要

求，组成由中广核工程有限公司主编的编制小组，通过借鉴国内外相关规范和标准，

结合国内破前漏技术工程应用的实践经验，对压水堆高能管道破前漏分析方法进行

研究，编制适用于国内工程应用的《压水堆高能管道破前漏分析规程》，提出符合

我国压水堆核电厂高能管道LBB技术应用的分析规程，助力LBB技术在国内核电行

业的推广应用。本导则的编制课题代码为：K-B2022.053；起止时间为：2022年01

月至2023年05月。

2、主要工作过程

根据课题任务书要求，本标准各阶段任务的完成时间安排为：2022年8月，完

成标准初稿，2022年11月，完成征求意见稿，2023年3月完成送审稿，2023年

5月，完成报批稿。

3、主要参加单位和工作组成员及其所作的工作等

主要起草人及工作分工：

（一）主编单位：中广核工程有限公司（简称“工程公司”）

（二）参编单位：生态环境部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、上海核

工程研究设计院有限公司

（三）主要起草人

中广核工程有限公司：毛庆、甄洪栋、岑鹏、曹雷生、刘震顺、刘雪林、夏祖

国、孙瑜、刘浪、吴高峰、张敏、任春玲、尤磊、张雷、王龙。

生态环境部核与辐射安全中心：文静、徐宇。

上海核工程研究设计院有限公司：梁兵兵、张旭。

中国核电工程有限公司：王春明、王艳苹、宿昊。

二、标准编制原则和主要内容

1、标准编制原则

-1-

本标准本着先进性、合理性以及实用性的原则，参考美国核管会的破前漏分析

审查大纲以及欧洲先进压水堆设计要求，继承、整合不同来源的技术见解，同时吸

收国内各个项目应用经验，采纳已有的成熟工程经验，形成一部适用于国内核电行

业现状的压水堆高能管道破前漏分析规程。该标准的技术水平与国际通用要求一致，

不仅适用于华龙一号、AP1000堆型等三代堆型的设计建造中，还可以应用到M310

等传统二代堆型的改造中，具有较高的推广应用价值。

2、标准主要内容的依据

本标准的主题框架按照GB/T1.1-2009“标准化工作导则第1部分：标准的结

构和编写”进行编制。标准的具体技术内容要求参考了美国核管会制定的标准审查

大纲SRP3.6.3中的技术要求，以及NUREG-10161中提供的破前漏分析流程，同时结

合了国内工程应用的实践，制定的标准的内容框架和主要技术内容对应的技术见解

或依据见下文。

1.范围

范围中明确了应用对象为压水堆高能管道，明确了设计和运行阶段都可以应用。

2.规范性引用文件

HAD102/08-2020（核动力厂反应堆冷却剂系统及有关系统的设计）作为规范性

引用文件，是国内电站允许应用破前漏技术的顶层依据。

SRP3.6.3以及NUREG-1061在本规程中当作技术资料附件，不作为规范性引用文

件。

3.术语：

术语中主要来源于国内类似标准的相关规定，或在相关规定中进行了修改。

术语定义中若存在行业标准等与顶层法规不一致的情况，秉承就高不就低的原则，

同时兼顾国内的工程实践。重点需要澄清的内容如下：

1)高能管道的定义:新版的NB/T-20516-2018（轻水堆核电厂假想管道破损事故

防护设计准则）中将高能管道的压力和温度限值分别定义为1.9MPa和95℃，而HAD

102-04-2019（核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计）中定义的是2.0MPa

和100℃，因此在本标准中参照了HAD102-04中的定义，而没有采用NB/T-20516中的

定义。

-2-

2)泄漏监测系统命名：在NB/T20254-2013（核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探

测准则）中，统一定义为泄漏探测系统，但是在HAD102-08中翻译为泄漏监测系统，

因此本准则中也定义为为泄漏监测系统。

4.符号：

本节给出了规程正文中所有的所有符号，并按照GB/T1.1-2009规定的格式编

写。

5.应用对象的总体要求

本章参照SRP3.6.3相关的相关审查要求，并将这些审查要求进行了归类，从设

计要求，潜在失效因素分析，泄漏监测的要求以及破前漏分析计算的要求四个方面

应用LBB的对象做了总体的要求。

6.分析方法

本章参照了SRP3.6.3相关的相关审查要求以及NUREG-1061中推荐的分析流程，

并结合国内破前漏分析的工程实践，详细给出了破前漏分析的相关分析流程和要求，

主要内容如下：

1）分析流程图：参照了NUREG1061的分析流程，但是将裂纹扩展分析拿开，

当成非必要因素来考虑；

2）先决条件评估（潜在失效因素分析）主要根据SRP3.6.3的要求，将其审查

中重点关注的内容给出了评估方法；主要包括腐蚀/侵蚀、水锤/汽锤、疲劳、应力

腐蚀；

3）分析位置确定，根据SRP3.6.3节的要求需要考虑最不利载荷组合（材料和

载荷），为便于执行本规程给出了NUREG/CR-6775中给出的确定方法供参考使用；

4）泄漏监测要求：本节参照SRP3.6.3节的要求，按照可靠性、冗余性以及灵

敏性的角度提出了总体要求。

5）材料性能要求：材料性能要求参照SPR3.6.3节对材料性能数据的相关要

求，同时根据NUREG1061中的规定，对材料性能实验方法等进行了规定

6）载荷组合：参照SRP3.6.3的要求，提供了需要考虑的载荷和载荷组合方法

7）泄漏率计算:参照NRC和EPRI相关研究报告，结合国内的审评实践以及实

验验证等内容，推荐了泄漏率计算相关的裂纹张开位移模型（GE/EPRI方法）和热

工水力模型（修正的HENRY两相流模型）

8）临界裂纹计算：参照SRP3.6.3节的相关要求以及EPRI相关研究报告，提

供了全塑性方法（极限载荷方法）和弹塑性方法（J/T曲线方法）

-3-

9）安全裕量：从泄漏率计算、载荷、和临界裂纹尺寸三个角度提供了安全裕

量部分，相关的裕量要求与SRP3.6.3的相关要求一致

7.分析报告

参照TECDOC(IAEA-TECDOC-774)Guidancefortheleakbeforebreakconcept

的相关要求，制定了破前漏分析报告的内容格式要求。

附录A极限载荷方法计算临界裂纹

参照SRP3.6.3的规定，提供了极限载荷方法计算临界裂纹的规定

附录B界值曲线方法

结合国内工程实践，提供了界值曲线方法的流程

3、解决的主要问题

背景：

破前漏技术的应用可以降低管道的失效概率，从而取消管道破裂导致的动态效

应，减少四类工况下管道、支撑以及周边结构的设计要求，降低了设计难度，在提

升了核电厂的安全性的同时，也提升了电厂的经济性。当前的核电主流设计中都规

定了破前漏技术的应用，欧洲轻水堆电厂用户需求文件EUR(EUROPEANUTILITY

REQUIREMENTSFORLWRNUCLEARPOWERPLANTS）和美国先进轻水堆用户需求文件

URD(ADVANCEDLIGHTWATERREACTORUTILITYREQUIREMENTSDOCUMENT)作为两大

主流电厂需求文件，均明确了破前漏技术应用。典型的三代堆型AP1000以及EPR

堆型均采用了破前漏技术或者类似的破裂排除概念，破前漏技术也作为华龙堆型的

二十项技术特征之一，成为华龙堆型的一项重要技术方案。

在新版的HAD102/08-2020中在国内首次明确了可以应用破前漏技术，取消管

道破裂动态效应。为破前漏技术的推广用于提供了顶层依据。国内核电站建设将迎

来新一轮高峰，破前漏行业分析标准的指定有利于该技术的推广。

问题：

国内堆型复杂，缺少破前漏分析的技术标准，制约了破前漏分析的推广应用。

在标准指定的过程中需要开展如下几个方面的研究工作：

1）收集和梳理各种堆型和技术路线对应的LBB技术应用相关要求以及对应的

标准要求及技术差异；

2）对破前漏应用前提条件进行研究，给出对应的分析方法；

3）研究合适的断裂力学计算和泄漏率计算方法，给出参考方法。

-4-

4）研究破前漏的分析评价准则，给出破前漏分析合适的安全裕量

5）给出破前漏分析对泄漏监测系统能力、材料性能的要求

三、主要试验（或验证）情况

无

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

本标准的制定解决了国内电站设计中无破前漏分析规程的问题，有利于破前漏技

术在核电行业的推广应用。

六、与国际、国外对比情况

1）与国际标准或国外先进标准采用程度的考虑：

美国是破前漏技术概念最早提出和应用的国家。美国核管会以及美国电力研究院

等科研机构对破前漏技术进行了大量的研究，研究方面包括泄漏率计算、材料断裂

韧性、材料老化性能等。美国核管会出版了NUREG-1061《ReportoftheUSNuclear

RegulatoryCommissionPipingReviewCommittee》，其中第三卷为应用破前漏相

关的技术资料，同时美国核管会出版了标准审查大纲SRP3.6.3，提出核管会对破前

漏技术应用的审查要求，为破前漏技术在项目上的应用推广奠定了基础。同时美国

联邦法规10CFR50中从法律上给出了应用破前漏技术取消LOCA动态载荷的依据。

从某种意义上讲美国是应用破前漏技术标准和体系最完备的国家。

国际上其它国家也大量推广了破前漏技术的应用比如西班牙、日本、韩国、俄罗

斯等。其破前漏分析的相关技术要求和方法基本参照了美国NUREG-1061和SRP3.6.3

的要求，只是在具体技术要求上进行了调整，如日本的破前漏分析规则中对泄漏率

和泄漏监测系统能力的放大倍数定为5倍，而不是SRP3.6.3中的10倍。

国内情况：

国内破前漏技术应用主要参考了SRP3.6.3和NUREG1061，但是由于堆型复杂，

在破前漏技术应用过程中，遇到了较多的问题，相关设计单位与安全审评部门开展

了较为深入的沟通和交流，形成了一些行业共识。尤其是新版的HAD102/08-2020

从顶层明确了破前漏技术的应用，编制国内首个破前漏分析相关的行业标准不仅具

-5-

备了条件，也是形式发展的需要。

发展趋势：

破前漏技术的应用存在一些不确定因素，如应力腐蚀的考虑、材料性能的离散，

以及缺陷分布和缺陷出现概率等，以及这些因素的影响如何考虑，会多大程度影响

管道的失效概率。

同时基于概率的分析方法在电厂设计、延寿等方面越来越受到重视，国外美国、

日本、瑞典等国家已经开始了基于概率论的破前漏分析方法以及相应的管道失效概

率计算研究。如美国核管会牵头开展的XLPR（极低失效概率），目前已经完成了2.0

阶段的工作，开发并发布了管道失效概率计算软件XLPR2.1，按照美国核管会的计

划，基于概率论的管道失效概率分析方法最终会取代确定论的破前漏分析技术。相

关的研究进展，标准的编制方会跟踪研究。

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

本标准承接了新版HAD102/08-2020的内容（新增了破前漏分析的相关内容），

制定了国内首个公开的破前漏分析规程。

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。

十、贯彻标准的要求和措施建议

例如：标准发布后，XXX单位将配合中国核能行业协会组织行业召开标准宣贯会，开展培训活

动，促进该标准更好的贯彻实施。

无

十一、废止现行相关标准的建议

无。

十二、其他应予说明的事项

无。

-6-

参考资料清单如下：

[1]毛庆等，压水堆核电厂高能管道破前漏技术原理与工程应用，北京，中国原子

能出版社，2018.

[2]NUREG-0800,U.S.NuclearRegulatoryCommission,StandardReviewPlan

3.6.3,"Leak-before-BreakEvaluationProcedures,"Revision1,March,2007

[3]NUREG-1061,“ReportoftheU.S.NuclearRegulatoryCommission

PipingReviewCommittee,”preparedbythePipingReviewCommittee,NRC,

April1985.

[4]EPRIReportNP-3395,D.AbdollahianandB.Chexal,“CalculationofLeak

RatesThroughCracksinPipesandTubes,”ElectricPowerResearchInstitute,

PaloAlto,CA,December1983.

[5]EPRIReportNP-6301-D,A.Zahoor,“DuctileFractureHandbook,”Electric

PowerResearchInstitute,PaloAlto,California,June1989.

[6](IAEA-TECDOC-774)Guidancefortheleakbeforebreakconcept.1994

[7]EPRI,"AdvancedLightWaterReactorUtilityRequirementsDocument",

VOLUMEII,CHAPTER1,EPRI,March,1999.

[8]URD,"EuropeanUtilityRequirementsforLWRNuclearPowerPlants",

BritishEnergyPLC,EDF,Endesa,etc,October,2007.

-7-

《压水堆高能管道破前漏分析规程》编制说明

（征求意见稿）

一、工作简况

1、任务来源

本项目承接了中国核能行业协会成立中国核能行业协会团体标准化委员会的要

求，组成由中广核工程有限公司主编的编制小组，通过借鉴国内外相关规范和标准，

结合国内破前漏技术工程应用的实践经验，对压水堆高能管道破前漏分析方法进行

研究，编制适用于国内工程应用的《压水堆高能管道破前漏分析规程》，提出符合

我国压水堆核电厂高能管道LBB技术应用的分析规程，助力LBB技术在国内核电行

业的推广应用。本导则的编制课题代码为：K-B2022.053；起止时间为：2022年01

月至2023年05月。

2、主要工作过程

根据课题任务书要求，本标准各阶段任务的完成时间安排为：2022年8月，完

成标准初稿，2022年11月，完成征求意见稿，2023年3月完成送审稿，2023年

5月，完成报批稿。

3、主要参加单位和工作组成员及其所作的工作等

主要起草人及工作分工：

（一）主编单位：中广核工程有限公司（简称“工程公司”）

（二）参编单位：生态环境部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、上海核

工程研究设计院有限公司

（三）主要起草人

中广核工程有限公司：毛庆、甄洪栋、岑鹏、曹雷生、刘震顺、刘雪林、夏祖

国、孙瑜、刘浪、吴高峰、张敏、任春玲、尤磊、张雷、王龙。

生态环境部核与辐射安全中心：文静、徐宇。

上海核工程研究设计院有限公司：梁兵兵、张旭。

中国核电工程有限公司：王春明、王艳苹、宿昊。

二、标准编制原则和主要内容

1、标准编制原则

-1-

本标准本着先进性、合理性以及实用性的原则，参考美国核管会的破前漏分析

审查大纲以及欧洲先进压水堆设计要求，继承、整合不同来源的技术见解，同时吸

收国内各个项目应用经验，采纳已有的成熟工程经验，形成一部适用于国内核电行

业现状的压水堆高能管道破前漏分析规程。该标准的技术水平与国际通用要求一致，

不仅适用于华龙一号、AP1000堆型等三代堆型的设计建造中，还可以应用到M310

等传统二代堆型的改造中，具有较高的推广应用价值。

2、标准主要内容的依据

本标准的主题框架按照GB/T1.1-2009“标准化工作导则第1部分：标准的结

构和编写”进行编制。标准的具体技术内容要求参考了美国核管会制定的标准审查

大纲SRP3.6.3中的技术要求，以及NUREG-10161中提供的破前漏分析流程，同时结

合了国内工程应用的实践，制定的标准的内容框架和主要技术内容对应的技术见解

或依据见下文。

1.范围

范围中明确了应用对象为压水堆高能管道，明确了设计和运行阶段都可以应用。

2.规范性引用文件

HAD102/08-2020（核动力厂反应堆冷却剂系统及有关系统的设计）作为规范性

引用文件，是国内电站允许应用破前漏技术的顶层依据。

SRP3.6.3以及NUREG-1061在本规程中当作技术资料附件，不作为规范性引用文

件。

3.术语：

术语中主要来源于国内类似标准的相关规定，或在相关规定中进行了修改。

术语定义中若存在行业标准等与顶层法规不一致的情况，秉承就高不就低的原则，

同时兼顾国内的工程实践。重点需要澄清的内容如下：

1)高能管道的定义:新版的NB/T-20516-2018（轻水堆核电厂假想管道破损事故

防护设计准则）中将高能管道的压力和温度限值分别定义为1.9MPa和95℃，而HAD

102-04-2019（核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计）中定义的是2.0MPa

和100℃，因此在本标准中参照了HAD102-04中的定义，而没有采用NB/T-20516中的

定义。

-2-

2)泄漏监测系统命名：在NB/T20254-2013（核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探

测准则）中，统一定义为泄漏探测系统，但是在HAD102-08中翻译为泄漏监测系统，

因此本准则中也定义为为泄漏监测系统。

4.符号：

本节给出了规程正文中所有的所有符号，并按照GB/T1.1-2009规定的格式编

写。

5.应用对象的总体要求

本章参照SRP3.6.3相关的相关审查要求，并将这些审查