ICS 27.120.20 F 69 NB 备案号：29132-2010 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20032—2010 代替EJ/T732-1992 压水堆核电厂反应堆 压力容器承压热冲击评定准则 Evaluation rule of pressurized thermal shockfor reactor pressure vessel of PWR NPP 2010-10-01实施 2010-05-01发布 发布 国家能源局 NB/T 20032—2010 目 次 1I 前言 范围 1 规范性引用文件 2 1 3 术语和定义 容器材料断裂韧性试验要求与RTr的确定 2 断裂韧性要求 5 NB/T20032—2010 前言 本标准按照GB/T1.1-2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T732-1992《压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则》，与EJ/T732-1992 相比主要变化如下： a）删除了GB2106标准的引用，增加了GB/T229； 对于反应堆压力容器辐照引起材料脆性转变温度的温度升高公式作了大的改动，以考虑化学系数 b) 和中子注量综合作用的新温度升高公式取代原标准的温度升高公式； 增加了母材和焊缝金属的化学系数表。 本标准由中国核工业集团公司提出。 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。 本标准主要起草人：贺寅彪。 EJ/T732丁-1992年12月首次发布。 1I NB/T 20032—2010 压水堆核电厂反应堆 压力容器承压热冲击评定准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂反应堆压力容器抵御承压热冲击所必需的断裂韧性要求。 本标准适用于压水堆核电厂铁素体材料反应堆压力容器。 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，仅所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。 GB/T229金属材料夏比摆锤冲击试验方法 GB/T6803铁素体钢的无塑性转变温度落锤试验方法 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 承压热冲击（PTS） pressurized thermal shock event 压水堆中造成反应堆压力容器内部骤冷（即热冲击），同时伴有显著内压的一种事件或瞬态。 3. 2 反应堆压力容器束带区（以下简称带区）reactorpressurevesse!beltline 反应堆压力容器中百接环绕堆芯活性区有效高度的筒体区域（包括母材、焊缝金属和热影响区） 以及预计会遭受足够中子辐照损伤的反应堆压力容器的相邻区域。 3. 3 RTDT 反应堆压力容器未辐照材料依据4.4所述方法确定的基准温度。 3. 4 RTprs 按5.3推荐的方法计算的基准温度。 3. 5 PTS鉴别值 鉴别承压热冲击不会造成断裂破坏的温度值，起筛选作用，而不是不可逾越的限制值。 1 NB/T 20032--2010 4容器材料断裂韧性试验要求与RTor的确定 4.1试验材料与试验类型 4.1.1要求作冲击试验的材料 名义厚度大于16mm的承压材料和同它焊接的材料应按4.1.2的要求进行冲击试验 4.1.2冲击试验的类型 4.1.2.1落锤试验 应按GB/T6803的规定进行落锤试验，试样可采用P-1、P-2或P-3型。全部试验结果、取样方向和部 位都应符合4.2和4.3的要求，并记载在材料鉴定试验报告中。 4.1.2.2夏比（V型缺口）冲击试验 组的试验。试验温度、侧向膨胀量、吸收能量和脆性断面率等都应记载在材料鉴定试验报告中。全部试 验结果、取样方向和部位都应符合4.2和4.3的要求，并记载在材料鉴定试验报告中。 辐照试样公差尺寸应比GB/T229的规定值严格，并应与辐照试验单位商定。 4.2试样 4.2.1取样部位 冲击试样应在反应堆压力容器材料技术条件规定的拉试样部位切取。 4.2.2试样方向 4.2.2.1落锤试验试样的轴线可取任何方向，但应记载在材料鉴定试验报告中。 4.2.2.2Cv冲击试样的取样方向，其纵轴应垂直于材料主加.方向，缺口底线应垂直于材料表面。 4.3冲击试验要求次数 4.3.2单件质量大于4500kg的环形或饼形锻件按材料技术条件要求进行。 4.4RTor的确定 容器承压材料，包括母材、热影响区和焊缝金属应按下列方法确定RTpr： a）按4.1.2.1要求进行落锤试验，测得无延性转变温度； b）按4.1.2.2要求进行Cv冲击试验： 1）选定一个Tor温度，该温度等于或高于由a)测得的无延性转变温度； 2） 在试验温度不大于Tor+33℃时，每个Cv试样的侧向膨胀量至少为0.89mm，吸收能量应不 小于68J，允许按4.5进行复验。当这些要求都得到满足时，Tot就是RToT； 3）如不满足2）的要求，则可进行以三个试样为一组的补充Cv冲击试验，逐次提高试验温 度，以测定--组试样都能够满足2）要求的Cv冲击试验温度（Tc）。此时的RTpr=Tc 33℃。最终，RTApr是TNpr和Tc-33℃两者的较高值； 2 NB/T20032—2010 当Cv冲击试验不是在TMpr+33℃温度下进行时，或当Cv冲击试验在Tpr+33℃温度下进行， 4) 但最低吸收能量未达到68J，最小侧向膨胀量米达到0.89mm时，原则上可利用所进行的 所有Cv冲击试验的最小数据，作出完整的Cv冲击试验曲线，再由该曲线分别求出代表最 低吸收能量为68J、最小侧向膨胀量为0.89mm的温度值即为RTot。 4.5复验 4.5.1如能全部满足下述条件，对于4.4所要求的Cv冲击试验，可以在同一温度下进行一次复验： a）试验结果的平均值满足最低要求； 每次试验中，只能有一个试样小于最低要求值； b)4 c）不满足最低要求的试样，同规定值之差不超过14J（吸收能量）或0.13mm（侧向膨胀量）。 4.5.2复验时取两个补充试样，取样部位应尽可能靠近不合格试样的部位。两个试样应都满足最低要 求才算复验合格。 4.6辐照影响 应考虑辐照对反应堆压力容器带区材料韧性的影响（以升高值^RTpr体现）。在役期间应依照材料 辐照监督大纲定期检验材料韧性。 5断裂韧性要求 5.1承压热冲击的鉴别准则 承压热冲击的鉴别准则：对于板材、锻件和纵向焊缝金属规定温度鉴别值为132℃，对于环向焊缝 金属为149℃。如果反应堆压力容器带区材料的基准温度RTrs不超过鉴别值，则容器就有足够的断裂韧 性，足以防止承压热冲击造成损伤或破坏，但如果RTprs超过鉴别值，热冲击损伤后果应由详细分析或概 率断裂力学分析予以确定。 5.2RTprs预计值评定书 压水堆核电厂应制定反应堆压力容器带区材料内壁RTprs预计值的评定书，所给出的预计值应覆盖整 个寿期。在评定书中应详细说明估算的基本依据，其中包括堆芯装载形式的考虑。一旦堆芯装载形式、 监督测量有所变化或出现预计值有显著改变的其他情况，该评定书应予以更新。 5.3RTprs值的计算与评定 采用核电厂寿期末的中子注量，对反应堆压力容器带区每条焊缝、每块板材或每个锻件进行RTrs 的计算，其值由公式（1）至公式（3）计算得到。 RTprs = RTND7 + M + △RTprs (1) M =2/o +o2 . (2) ARTprs =(CF)(0.28-0.10og ) (3) 1）也可采用国际公认的计算公式代替式(3)。 3