EJ ICS27.120.20;27.120.10 F 69 备案号：2112-1998 中华人民共和国核行业标准 EJ/T 321-1998 压水堆核电厂堆内构件设计准则 Design criterion of reactor internals for pressurized water reactor nuclear power plants 1998-10-13发布 1999-01-01实施 中国核工业总公司 发布 EJ/T321-1998 前言 堆内构件的设计起到很好的作用。但近几年来，压水堆核电厂堆内构件的设计技术和设计标 准有了新的发展。为适应核电设计技术和标准的发展，特对EJ321一88进行修订。 在对EJ321-88修订时，保留了EJ321-88中实践证明既适合我国情况又符合国际 通用标准的条款。新增加了“设计工况下的载荷”和“材料选用要求”等内容。 本版本在下列章节中有所增补或修改： 2引用标准； 3定义； -4物项分级； 5功能要求； 一7力学设计准则； 8水力设计准则； 9结构设计准则； 10接口设计准则。 本标准从生效之日起，同时代替EJ321一88。 本标准的修订由全国核能标准化技术委员会提出并归口。 本标准起草单位：中国核动力研究设计院。 本标准主要起草人：段远刚、张振亚、谢重、曹锐。 中华人民共和国核行业标准 压水堆核电厂堆内构件设计准则 EJ/T321-1998 代替EJ321-88 Designcriterion of reactorinternals for pressurized waterreactornuclearpowerplants 1范围 本标准规定了压水堆核电厂反应堆堆内构件设计必须满足的准则。 本标准适用于压水堆核电厂反应堆堆内构件的设计。 2引用标准 下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时， 所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本 的可能性。 GB/T16702-1996压水堆核电厂核岛机械设备设计和建造规范 3定义 本标准采用下列定义。 3.1堆内构件reactorinternals 反应堆压力容器内除燃料组件及其相关组件、堆芯测量仪表和辐照监督管以外的所有 堆芯支承结构件和堆内结构件。 3.2堆芯支承结构件coresupportstructures 在反应堆压力容器内支承或约束组成堆芯的燃料组件及其相关组件的结构件以及连接 堆芯支承结构件和堆内结构件的接头（包括焊接接头和机械连接接头）。 3.3堆内结构件internalstructures 在发生假想的堆芯支承结构件失效后，用以支承或约束堆芯的结构件和堆内所有其它 的结构件。 物项分级 4 4.1安全等级 堆内构件属于安全级。 4.2质量保证要求 堆内构件属于QA1级。 中国核工业总公司1998-10-13批准 1999-01-01实施 1 EJ/T321-1998 4.3抗震类别 堆内构件属于抗震I类。 4.4规范等级 堆内构件适用的规范为GB/T16702一1996G篇。 5功能要求 5.1应可靠地支承、约束和精确地定位燃料组件及其相关组件。 5.2应为控制棒组件提供可靠的导向。在事故工况下，堆内构件的变形不应影响控制棒组 件插入堆芯，以保证安全停堆。 5.3构成反应堆压力容器内冷却剂的几何通道。在运行状态下，应合理分配进入堆芯的冷 却剂流量，并应有合理的几何通道引导反应堆冷却剂通过堆芯，应有少量的旁通流量来冷却 相关部件，应限制无效的漏流。在事故工况下，堆内构件的变形应不显著影响堆芯冷却剂的 几何通道。 5.4为堆内测量系统提供支承和导向。 5.5和其它措施一起，应将反应堆压力容器内表面的快中子注量减少至允许水平。 5.6为反应堆压力容器辐照监督管提供支承。 5.7适当补偿反应堆压力容器和堆内相关部件的制造和安装公差以及热胀差，并考虑构件 在运行状态下的变形问题。 5.8能量吸收器一一在发生假想堆芯支承结构失效事故时，要能保护压力容器的完整性。 6材料选用要求 6.1堆内构件的材料应符合现行国家标准，行业标准或适用规范的要求。 6.2在长期辐照下，堆内构件材料应能保持足够的力学性能及较低的活性积累，应尽量限 制使用含有半衰期长、活化截面大及辐照后易脆化元素的材料。 靠近堆芯受到强中子辐照的零部件，其钻含量应满足堆内构件设备规格书的要求。 6.3选用的材料应与冷却剂有良好的相容性。 6.4材料应具有良好的工艺性能。 6.5材料应具有良好的辐照稳定性。 7力学设计准则 7.1工况 7.1.1运行工况 堆内构件在运行期间可以处于各种不同的工况，工况的分类按GB/T16702一1996 G3100的有关规定执行。 7.1.2设计工况 设计工况是以7.2.2中定义的设计载荷为特征的一种工况。这些载荷是根据堆内构件 在正常工况下所承受的最大载荷规定的。 2 EJ/T321-1998 7.2载荷 7.2.1载荷条件 在设计堆芯支承结构件时应考虑下列a)到k)项中的载荷，但不只限于这些载荷： a）反应堆冷却剂流动形成的压差； b）堆芯支承结构件的自重； c）其它结构，如堆芯、流量分配部件和围板、热屏蔽和安全设备等施加的载荷； d）地震载荷或由于反应堆压力容器移动所引起的其它载荷； e）支承或约束的反作用力； f）温度效应、温度梯度和热胀差所引起的载荷； g）反应堆冷却剂流动和冲击所产生的载荷； h）由于主冷却管道破裂产生的瞬时载荷； i）振动载荷； i）控制棒驱动机构动作和对控制棒的缓冲作用所引起的载荷； k）换料或在役检查过程中所产生的操作载荷。 7.2.2设计载荷 设计载荷应遵循下列规定。 7.2.2.1设计压差 规定的设计压差不应低于正常运行工况下堆芯支承结构件的内侧和外侧间存在的最大 压差。设计压差应包括压差波动的容许偏差。 7.2.2.2设计温度 给定区域所取的设计温度不应低于正常运行工况下该区整个壁厚所出现的平均温度的 最高值。当堆芯支承结构件的某一部分因受等射线辐照而被加热时，这种影响应在确定设 计温度时考虑。 7.2.2.3设计机械载荷 必须结合设计压差和设计温度来考虑设计机械载荷的组合和数值，这些应在设计规格 书中加以具体规定，同时还应满足下列要求： a）应考虑由内部或外部工况所引起的冲击。 b）在设计堆芯支承结构件时，应考虑地震的影响。分析中所用的载荷、移动和循环次 数，在设计规格书中应有专门的说明，地效应引起的应力应与压差或其它载荷引起的应力 同时考虑。 c）堆芯支承结构件的布置和支撑应使振动尽量减小。 7.3运行工况下的载荷组合 堆内构件应在下列载荷组合作用下（但不只限于此）可靠地执行它的功能。 7.3.1正常工况和扰动工况下的载荷组合 运行基准地霞载荷与7.2.1中的a),b),c),e),f)，g),i),j),k)项中相关的载荷应进行 适当的组合。 7.3.2紧急工况下的载荷组合 3 EJ/T321-1998 假想的管道小破口时对堆内构件瞬态作用的载荷与7.2.1中的a),b),c)，e),f)，g)， i),j)，k)项中相关的载荷应进行适当的组合。 7.3.3事故工况下的载荷组合 安全停堆地震载荷加上假想的主管道破裂时对堆内构件瞬态作用的载荷与7.2.1中的 a),b)，c)，e),f)，g),i)，j)，k)项中相关的载荷应进行适当的组合。 7.4应力设计准则 7.4.1应力强度值Sm的确定依据为最大剪应力理论。 7.4.2应力强度值Sm为下列值中的最小值： a）对铁素体钢： 室温下规定的最小抗拉强度Su的1/3； 设计温度下最小抗拉强度Su的1/3； 室温下规定的最小届服强度Sy的2/3； 设计温度下最小届服强度Sy的2/3。 b）对奥氏体钢，镍-铬-铁合金，镍-铁-铬合金： 室温下规定的最小抗拉强度Su的1/3； 设计温度下最小抗拉强度Su的1/3； 室温下规定的最小屈服强度Sy的2/3； 设计温度下服强度Sy的90%，但不超过室温下规定的最小届服强度Sy的2/3。 c）对螺栓紧固件材料： 室温下规定的最小屈服强度Sy的1/3； 设计温度下最小届服强度Sy的1/3。 7.5应力强度限值 当应力分析基于弹性分析法时，对不同工况所对应的应力强度限值规定如下； 7.5.1设计工况 7.5.1.1总体一次薄膜应力强度不大于1.0Sm； 7.5.1.2总体一次薄膜应力加一次弯曲应力强度不大于1.5Sm。 7.5.2正常工况 7.5.2.1总体一次薄膜应力强度不大于1.0Sm。 7.5.2.2总体一次薄膜应力加一次弯曲应力强度不大于1.5Sm。 7.5.2.3总的一次加二次应力强度范围不大于3.0Sm。 7.5.2.4扰动工况正常工况下规定的应力强度限值应适用于扰动工况下应力强度限值。 此外，如果指定在要求符合扰动工况下的压力超过设计压差，正常工况下规定的应力强度限 值应乘以系数1.1。 7.5.2.5特殊应力限值包括： a）支承应力限值 由最大载荷所引起的平均支承应力，限值应在工作温度下的材料届服强度以内。当距自 由端的距离大于施加载荷的距离时，平均支承应力允许达到材料届服强度（Sy)的1.5倍， 4 EJ/T321-1998 并应考虑受压件的屈服和失稳问题。 当支承载荷施加在临近自由端处时，如在伸出的凸缘处，应考虑剪切失效的可能性。当 只有机械载荷应力时，平均剪应力不应大于0.6Sm。当机械载荷应力加上二次应力时，平均 剪应力不应大于0.5Sy（40℃）和工作温度下0.675Sy这两者的最小值。 销钉或类似构件上的所有支承应力不应大于工作温