EJ ICS 27.120.20 F 65 备案号：1997-1998 中华人民共和国核行业标准 EJ/T335-1998 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 1998-08-25发布 1998-11-01实施 中国核工业总公司 发布 EJ/T335-1998 目 次 前言 引言 1 范围 2 引用标准 3 定义 假想破损的位置和形状 防护要求 5 管道甩动效应和管内载荷效应的评定. 6 10 喷射冲击效应的评定 19 隔室升压效应的评定· 24 环境效应的评定 25 10 淹水效应的评定 26 评定对所需系统和部件的潜在危害的步骤 11 26 12＇先泄漏后破裂方法 30 附录A（提示的附录） 参考资料 33 EJ/T3351998 前言 本标准是EJ335一88的修订版。本标准的修订工作是依据美国核学会编写、美国国家 标准学会批准的美国国家标准ANSI/ANS一58.2-1988《轻水堆核电厂假想管道破损效应 防护设计依据》进行的。本标准在技术内容上与该美国标准等效， 对EJ335－88进行修订的目的是为了反映国内外在抗管道破损这一课题上的最新研 究成果，同时，也为了与国外在这一课题上的先进标准相一致。 本标准对EJ335一88的修订主要体现在增加了一章，即第12章，有关“先泄漏后破裂” 的评定准则和分析方法。 本标准的附录A为提示的附录。 本标准从生效之日起，同时代替EJ335一88。 本标准由中国核工业总公司标准化研究所提出并归口。 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：冯炳良。 中华人民共和国核行业标准 轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则 EJ/T335-1998 Designbasisforprotection of lightwaternuclearpower plants against the effects of postulated pipe rupture 范围 1 本标准给出了核电厂抗假想管道破损的潜在不利效应的设计依据。 本标准适用于轻水堆核电厂。 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。 EJ/T562-91 核安全有关的操作员动作时间响应设计准则 EJ/T924-95轻水堆隔间压力与温度瞬态分析 EJ/T1079-1998轻水堆隔间淹没效应防护准则 ASMEBPVC美国机械工程师协会锅炉及压力容器规范1995第Ⅱ卷，核动力装置 设备建造准则（Sec.-1995RulesforConstructionofNuclearPow- erPlantComponents) ASMEB31.1-1992ASME压力管道规范 动力管道 (Power Piping) 3定义 本标准采用下列定义。 3.1能动故障activefailure 能动部件在需求时功能失灵，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，后者属于非能动故障。 能动故障的例子有：阀门或止回阀发生故障而未能移动到它的正确阀位；泵、风机或柴 油发电机启动失效。 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。动力驱动的阀门由于非预期的接通 了动力源而打开或关闭即是误动作的一个例子。 中国核工业总公司1998-08-25批准 1998-11-01实施 1 EJ/T335-1998 3.2分支管段branchrun 起始于某一主管段的一个分支点，终结于某一端点、或另一主管段、或另一分支管段、或 自由端的一段管段。下列情况除外。 a）在整个管段上对主管段的热膨胀没有太大约束的、具有自由端的分支管段可作为主 管段的部分。 b）如果满足下列条件，则分支管段可与主管段的管道一起作为主管段的一部分，包括 在管道应力分析计算模型中，而它与主管段的连接处可作为中间位置处理： 1）在分支管段及其与主管段的连接处的应力与疲劳程序，相对于主管段上的而 言，是被准确确定的，包括考虑了分支管段与主管段间可能存在的不同金属材 料的接口。 2）在计算分析中准确采用了作用在分支管段以及主管段上的载荷，包括分支管段 系统指定为A级或B级使用限制的所有工况，如快速阀门的动作。 3）对主管段性能有较大影响的分支管段（如分支管段与主管段的尺寸相接近时）。 除非另作论证，分支管段与PWR反应堆冷却剂环路的接口、与BWR再循环环路的接 口应作为端点处理。 3.3隔室compartment 地坑、隔间等的统称。 3.4部件包容体componentenclosure 围住所需系统和部件的一种构筑物，它设计成能防止包容体外的管道破损效应影响包 容体内的所需系统与部件的核安全功能。 3.5高能管系highenergypipingsystem 在电厂正常运行工况下最高运行压力超过2MPa（表压）或最高运行温度超过100C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2%)，则可将其划作为低能管系。在某些电厂设计中的 余热排出系统可能就是这种系统的一个例子。 3.6热备用hotstandby 反应堆维持在运行压力和温度的极低功率下的临界状态。 3.7冷却剂流失事故loss-of-coolantaccident(LOCA） 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。 3.8主管段mainrun 连接端点的管段 3.9低能管系moderate.pipingsystem 在电厂正常运行工况下最高运行压力小于等于2MPa（表压）且最高运行温度小于等于 100℃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 均应划作为低能管系。 3.10电厂正常工况normalplantconditions 核电厂在启动、功率运行、热备用及系统停运过程中所预计到的经常性或定期出现的工 2 EJ/T335-1998 况（不包括试验）。 3.11核安全功能 nuclearsafetyfunction 为了核安全而必须完成的特定功能，这些功能保证： a）维持反应堆冷却剂压力边界的完整性； b）停堆并使其维持在安全停堆状态的能力； c）防止或缓解会引起厂外辐照的电厂工况的后果的能力。 3.12与核安全相关的nuclearsafety-related 适用于下列各项因而意义重大的或重要的： a）执行核安全功能的构筑物，系统或部件厂； b）用于确定或说明影响执行核安全功能的构筑物，系统或部件的参数的图纸，技术规 格书或规程，分析报告或其它文件； c）执行核安全功能的构筑物，系统或部件的设计，采购、制造、处理、运输、贮存、清洗、 装配、安装试验、运行、维护、修理、换料以及修改等工作。 3.13运行安全地震动（SL一1)又称运行基准地震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。对于这种地震所产生的地面 运动（SL一1)，电厂中为电厂能继续运行而不会对居民的健康与安全产生过大风险所必需 的那些与核安全相关的设施要保持其功能。 3.14非能动故障passivefailure 工艺流道阻塞或部件丧失结构完整性或稳定性，以致在需求时不能提供其原定的核安 全功能。 3.15管段pipingrun 一段管道，它至少有一个端点，或作为另一段管道的分支。 3.16管道甩动pipewhip 由于假想管道破裂而引起的管道的迅速运动。 3.17管道甩动约束件pipewhiprestraint 用来控制管道甩动的一种装置，包括其锚固部分。 3.18管道包容体pipingenclosure 一种把管道围住的构筑物（如管沟、隔室或建筑物），它设计成能包容住在包容体内或在 包容体边界的上游或下游（如建筑物之间的管沟）某处管道破损的效应，防止其影响邻接的 或邻近的所需系统和部件的核安全功能。 3.19管网pipingnetwork 在分析模型中所用的主管段，或支管段，或主管段与支管段两者一起相互连接所构成的 系统。 3.20假想管道破裂postulatedpipebreak 假想的管道环向破裂或纵向破裂（见4.2条）的统称。 3.21假想管道破损postulatedpiperupture 3