ICS 27.120.20 F65 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20516—2018 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 2019-04-01实施 2018-12-10发布 国家能源局 发布 NB/T20516—2018 目 •次 前言 范围 2 规范性引用文件 术语和定义 总体要求 5 假想破损的位置和形状 防护要求 6 7 管道甩击效应和管内载荷效应的评定 喷射流冲击效应的评定 8 16 9 隔室升压效应的评定 18 10 环境效应的评定 20 11 水淹效应的评定 20 12评定对关键系统和部件的潜在危害的步骤 21 13先漏后破方法 附录A（资料性附录） 流体方程的推导， 27 附录B（资料性附录） 计算流体推力的一种可接受的简化方法 29 附录C（资料性附录） 可接受的喷射流几何模型 39 附录D（资料性附录） 评定喷射流冲击效应的可接受的简化方法 48 附录E（资料性附录） 破裂排除区. 55 NB/T 205162018 前言 本标准根据GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：上海核工程研究设计院有限公司、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、 中国核动力研究设计院。 本标准主要起草人：祁涛、周劭独、王高阳、周莹、余顺利、王佳、赵禹、黄慧剑、武桐、朱建新、 徐清沐、宋煜。 II NB/T205162018 轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则 1 范围 本标准规定了核电厂防护假想管道破损的潜在不利效应的设计准则。 本标准适用于轻水堆核电厂设计。 2规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文件。 凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 EJ/T1079轻水堆隔间没效应防护准则 NB/T20379核电厂安全相关的操纵员动作时间响应设计准则 NB/T20403压水堆核电厂隔间压力与温度瞬态分析 ASMEBPVCIII：2007锅炉与压力容器规范核动力装置设备建造规则 ASMEB31.1:2010ASME压力管道规范动力管道 RCC-M:2007压水堆核岛机械设备设计和建造规则 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 能动故障activefailure 能动部件在需求时功能故障，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，该故障属于非能动故障。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。 3. 2 破裂排除区breakexclusionzone 不需要进行管道破裂假设的高能管道系统区域。 3. 3 隔室compartment 堆腔、隔间或子隔间的统称。 3. 4 部件包容体 本componentenclosure 围住关键系统和部件的一种构筑物，它具备防止包容体外的管道破损效应影响包容体内的关键系统 与部件的核安全功能。 3. 5 高能管系 high energy piping system NB/T20516—2018 在电厂正常运行工况下，最高运行压力超过1.9MPa（表压）或最高运行温度超过95℃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（小于等于2%系统运行时间或者小于1%电站运行时间），则可将其划作为中能管系。 3. 6 冷却剂丧失事故loss-of-coolantaccident(LOCA) 反应堆冷却剂流失速率超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. 7 中能管系moderateenergypipingsystem 在电厂正常运行工况下最高运行压力小于等于1.9MPa（表压）且最高运行温度小于等于95℃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中能管 系。 3. 8 运行基准地震operatingbasisearthquake（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。在此地震发生时，核电厂要确保电厂继续运行对公众 健康和安全不会构成风险，并保持相应的安全功能。 3. 9 非能动故障 passivefailure 不依靠触发、机械运动或动力源等外部输入执行功能的部件，在需求时不能提供其原定的核安全功 能。 3. 10 管段pipingrun 至少包括一个端点一段管道，或作为另一段管道的分支管。 3. 11 管道甩击pipewhip 由于假想管道破裂而引起的偏离管道轴向的迅速运动。 3.12 管道甩击约束件pipewhiprestraint 用来控制管道甩击的一种装置，包括其锚固部分。 3.13 管道包容体pipingenclosure 一种把管道围住的构筑物，它设计成能包容住在包容体内或在包容体边界处管道破损的效应，防止 其影响邻接的或邻近的关键系统和部件的核安全功能。 3.14 假想管道破裂 postulatedpipebreak 假想的管道环向破裂或纵向破裂的统称。 3.15 假想管道破损postulatedpiperupture 假想的管道环向破裂、纵向破裂、贯穿裂纹或泄漏裂纹的统称。 3. 16 反应堆冷却剂正常补给 合reactorcoolantnormalmakeup 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. 17 2 NB/T205162018 关键系统和部件required systemandcomponent 在有关的假想管道破损发生的情况下，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）。 3.18 安全停堆safeshutdown 反应堆处于足够次临界深度，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。 3.19 震 safe shutdown earthquake (SSE) 安全停堆地震 考虑到地区及当地的地质学与地震学情况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。在此地震发生时，执行如下功能的系统、部件和构筑物能保持其功能： a）保证反应堆冷却剂压力边界的完整性： b) 停堆并使之维持在安全停堆状态； c) 防止或减轻可能引起向厂区外放射性释放超过允许限值的事故的后果。 3. 20 抗震I类 seismiccategoryI 在经受安全停堆地震或在安全停堆地震之后要求执行其必要的核安全功能以应付安全停堆地震中 的任何事件（如反应堆安全停堆并维持停堆状态、排出反应堆余热、减轻核事故破坏后果等）的这类核 安全有关构筑物、系统和部件类别。 3. 21 端点terminalend 当管道连接到构筑物或部件时，在静态或动态载荷下，连接处基本上起刚性约束作用。典型的管道 端点为设备接管嘴，结构固定点和分支管上的分支交叉点。 4总体要求 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其危害关键系统和部件的可能 性。管系应划分成高能管系或中能管系，破裂区、破裂排除区或破裂前先漏区。 首先应按照第5章确定假想破损的位置和形状；对假想的环向破裂与纵向破裂，应分别按第7章至第 11章的要求进行管道甩击、喷射流冲击、隔室升压、环境状况及水淹等效应的评定。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。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。对假想 的泄漏裂纹，应按第9章～第11章进行隔室升压、环境状况及水淹等效应的评定。对假想贯穿裂纹，应 按第10章、第11章进行环境状况和水效应的评定。对关键系统和部件进行评定时应论证满足第6章中 的防护要求。第12章给出了进行这种评定的一种推荐步骤。 51 假想破损的位置和形状 5.1假想破损 5.1.1环向破裂 3 NB/T205162018 除非分离的程度受到限制（见7.2.4），应假定环向破裂造成管道断开而完全分离成两个断离的管 段。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。 两个破裂管道区段完全分离的环向破裂的破口流通面积（At）应等于破口平面面积（Ae）。部分分离的 环向破裂的破口流通面积（A）见7.2.3、7.2.4及8.2b）中的说明。部分分离的环向破裂的破口流通 面积、排放系数及排放关系式应通过理论分析或试验加以证实。除非另有证明，完全分离的破裂的排放 系数应假定为1.0。 5.1.2乡 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， 应假定破口形状为圆，或为长轴平行于管道轴线的椭圆（2DxD/2），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。 5.1