EJ 中华人民共和国核行业标准 EJ/T 918-94 20022809 压水堆核电厂反应堆压力容器 压力-温度限值曲线制定准则 1994-11-11 发布 1995-05-01实施 中国核工业总公司 .发布 14.0) 中华人民共和国核行业标准 压水堆核电厂反应堆压力容器 EJ/T918-94 压力-温度限值曲线制定准则 主题内容与适用范围 本标准规定了反应堆压力容器在正常运行工况与试验工况所承受的压力与温度的限 值。 本标准适用于压水堆铁索体钢制反应堆压力容器。 2 引用标准 EJ/T732压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则 3术语 3.1基准温度RTNDT 反应堆容器未经辐照材料依据EJ/T732-92中4.4条所述方法确定的无延性转变温 度。 3.2 调整后的基准温度ART 基准温度加上由于快中子辐照与残余元素影响产生的基准温度升高值和裕度后的温 度。 3.3材料的基准断裂韧度K㎡ 用应力强度因子K，形式表示的材料抵抗裂纹扩张、动态裂纹扩展的阻力以及裂纹止裂 等断裂韧性值的下限值。 3.4有效满功率年EFPY 反应堆实际运行折合的满功率年数 4防止脆性断裂的要求 4.1基本准则 4.1.1在试验工况和正常运行工况下，必须保持各部位应力强度因子K，小于K即 K<KR (1) 4.1.2当（或取）反应堆容器带区的RTNDr等于或高于全部高应力区的RTnpr时，则只需要 对反应堆容器带区进行计算。 4.1.3计算K，或温度限值时应考虑适当的裕度。 中国核工业总公司1994-11-11批准 1995-05-01实施 EJ/T91894 4.2反应堆容器带区应力强度因子K，的计算裕度 4.2.1役前水压试验（容器内无燃料组件） K,=Km (2) 式中：Km—相应于内压引起的薄膜拉伸的应力强度因子。 4.2.2在役水压试验与检漏试验 K,=1.5Km (3) 4.2.3启动、停堆和正常运行 K,=2Km+Kh (4) 式中：Kn- 沿容器壁厚的温度梯度引起的应力强度因子。 4.3堆芯运行时的裕度 在堆芯处于临界（低功率物理试验除外)时，容器温度不得低于在役水压试验所要求的 温度，同时，堆芯运行的压力-温度限值曲线的温度限值较启动、停堆和正常运行时所要求的 高22℃以上。 4.4推荐的KR 可用基准钢种试件在不同温度T下进行静态、动态和止裂平面应变断裂韧性试验，由 所测定的K、Ka、K，的有效数据点的下限给出。图1为其下包络线，给出适用于室温下最 小额定屈服强度S,min≤345MPa铁素体钢的K-T关系曲线(T=T-RTpT)。 5压力-温度（P-T）限值计算 5.1役前水压试验的P-T限值 5.1.1出厂水压试验 反应堆压力容器出厂水压试验，试验压力为1.25倍设计压力，试验温度应不低于 RTNDr+33C。 5.1.2安装后的水压试验 安装后的反应堆压力容器水压试验涉及整个反应堆冷却剂系统，应有更严格的要求。水 压试验压力，应不低于超压保护装所保护的边界内任何设备的最低设计压力的1.25倍。 5.1.3最低许用温度的确定 5.1.3.1为了计算K，首先取下述二式的大值作为薄膜应力cm 0ml=1.25Sm (5) PR (6) Cm2 式中：S.—设计应力强度（此处作许用应力使用），MPa， P.试验压力，MPa, R——容器的中半径,mm, 一容器的壁厚，mm。 5.1.3.2保守地设想在反应堆容器的应力最大的表面上，存在一个半椭圆形平面张口裂纹 假想缺陷）其平面垂直于最大的主应力方向，其尺寸如表1-拉-就汇医中 2 EJ/T918—94 表1 mm 壁厚 裂纹深度 裂纹长皮 <100 25 150 100~300 0. 25 t 1.5t >300 75 450 注t为容器壁厚，mm。 5.1.3.3根据应力水平与屈服强度比值m/，，保守地使用图2（如容器厚度使用正公差 等），选用曲线的比值/o，应不小于实际计算值，得到： K=M.Xom (7) 5.1.3.4 由图1按K，=K查得T，T十RTNDT，即为最低许用温度。 5.2在役水压试验与检漏试验的P-T限值 5.2.1在役水压试验 5.2.1.1，在役水压试验压力为1.1倍运行压力。 5.2.1.2温度限值按以下程序计算； K,=1.5M.Xo (8) 薄膜应力近似取下述二式的大者： 1.1P .....*.(9) Pa 1.1P.R ....(10) 1 式中：P。运行压力，MPas P设计压力，MPa。 考虑到仪表误差，在P。中可增加适当的压力裕度。按5.1.3同样方法，由图1曲线求得 温度T"，T+ART即为许用温度T。ART计算方法可参照附录A（参考件），也可采用已经 认可的其它规则。 5.2.2在役检漏试验 5.2.2.1在役检漏试验压力为运行压力。 5.2.2.2 温度限值按以下程序计算： K,=1.5M× (11) a近似取下述二式的大者 P (12) P.R (13) Om2 按5.2.1.2的方法，求得T'、ART与许用温度T。 5.2.3装料前试验温度的又一限制 3 EJ/T918—94 装料前进行的系统水压试验或检漏试验，反应堆容器的最低许用试验温度不得低于反 应堆容器带区的调整后的基准温度ART加上33℃。 5.2.4堆芯未临界时法兰高应力区的试验温度限值 堆芯未临界时进行的系统水压试验和检漏试验当压力大于0.2P,时（P，为役前系统水 压试验压力），由于螺栓预紧产生高应力，上封头法兰区的许用温度必须超过基准温度至少 50℃。如能够计算论证在较上述低的某一温度下，此区域的安全裕度等价于反应堆容器带区 所要求的裕度时，经认可允许使用该温度。 5.3启动、停堆时的P-T限值曲线 5.3.1取压力P:为0.2Pt，以及P。的若干分之一和P。时，可按5.3.2条方法求得各相应 的许用温度，由此得到P-T限值曲线。 5.3.2温度限值计算如下： K,=2K+K (14) P ·(15) dm 热应力引起的Kn是壁厚和温度梯度的函数，可用瞬态应力分析的K（t）时变函数，也 可由图3热效应曲线给出。升温保守地按降温速率考虑，求得K，而后按5.1.3（役前）或5. 2.1.2(在役)方法求得许用温度。 5.3.3当P0.2P.时，对于上封头法兰高应力区，许用温度至少应超过该区基准温度 67℃。如使用较低温度时，应按5.2.4的论证要求进行。 5.3.4当堆芯临界时（低功率物理试验除外），反应堆容器的温度不得低于未临界时所允许 的最低许用温度加22℃，同时亦不小于在役系统水压试验的温度。 5.4堆芯运行（低功率物理试验除外)的P-T限值 对于功率运行的P-T限值应提出额外的安全裕度，反应堆容器许用温度应大于或等于 在役水压试验温度，较启动、停堆的P-T限值高22℃，表现为由两条曲线相交构成限值，其 中一条为水压试验温度的垂直线，一条为较原曲线高22℃的平移曲线。 5.5压力-温度限值曲线 可按初期、半寿期和全寿期的快中子注量计算ART，给出初始、半寿期和全寿期的设 计压力-温度限值曲线。 EJ/T 918—94 160 基准断裂韧度 K—29.43 140 =1.344exp[0.0261(TRTpr+89)) 120 iou Ki Mpa 80 60 ot 20 -12) · -100 -80 -60) -40 -20 ( 2G ot 60 80 1(H) 120 图1 KR T'关系曲线 T C (0, 60) 0, 58 /or 薄脱KiniM.Xan 0. 56 1. t 0. 54 0.5 0. 52 0. 50 · 0. 48 0. 4G (0. 41 0, 42 0.40 '0o, 38 0. 36 0, 34 0. 32 0. 30 0. 28 (0, 26) 0. 24 0.22 0, 20 10 13 .14,15 16 17 61 V厚度mm！ 图2 假想缺陷的M。与壁厚关系图 5 EJ/T 918—94 20 55. 6℃/h 14 12 2 1 6F 6C/h 5(i 100 150 200 250 壁厚(mm) 图3 圆简热应力引起的K(适用于R/t=10)