书 书 书犐犆犛 ２７ ． １２０ ． １０ 犆犆犛犉 ６３ 团 　　　 体 　　　 标 　　　 准 犜 ／ 犆犖犛 ２４ — ２０２０ 高温气冷堆核动力厂假想管道破损事故防护设计准则 犇犲狊犻犵狀犮狉犻狋犲狉犻犪犳狅狉狆狉狅狋犲犮狋犻狅狀犪犵犪犻狀狊狋狋犺犲犲犳犳犲犮狋狊狅犳狆狅狊狋狌犾犪狋犲犱狆犻狆犲狉狌狆狋狌狉犲狅犳犺犻犵犺狋犲犿狆犲狉犪狋狌狉犲犵犪狊犮狅狅犾犲犱狉犲犪犮狋狅狉狀狌犮犾犲犪狉狆狅狑犲狉狆犾犪狀狋 ２０２０  １２  ３１ 发布 ２０２１  ０４  ０１ 实施 中国核学会 发布 全国团体标准信息平台 全国团体标准信息平台 书 书 书目 　　 次 前言 Ⅲ ………………………………………………………………………………………………………… １ 　 范围 １ ……………………………………………………………………………………………………… ２ 　 规范性引用文件 １ ………………………………………………………………………………………… ３ 　 术语和定义 １ ……………………………………………………………………………………………… ４ 　 总体要求 ３ ………………………………………………………………………………………………… ５ 　 管道破损防护的要求和措施 ３ …………………………………………………………………………… ６ 　 假想管道破损的位置 、 类型 、 面积和开裂时间 ５ ………………………………………………………… ７ 　 管道甩动效应的评定 ７ …………………………………………………………………………………… ８ 　 喷射冲击效应的评定 １４ …………………………………………………………………………………… ９ 　 隔室升压效应 １７ …………………………………………………………………………………………… １０ 　 环境效应的评定 １８ ……………………………………………………………………………………… １１ 　 水淹效应的评定 １９ ……………………………………………………………………………………… １２ 　 评定假想管道破损对关键系统和部件的潜在危害的步骤 １９ ………………………………………… １３ 　 先泄漏后破裂方法 ２１ …………………………………………………………………………………… 附录 Ａ （ 资料性 ） 　 管道应力计算公式 ２４ …………………………………………………………………… Ⅰ 犜 ／ 犆犖犛 ２４ — ２０２０ 全国团体标准信息平台 全国团体标准信息平台 前 　　 言 　　 本文件按照 ＧＢ ／ Ｔ１．１ — ２０２０ 《 标准化工作导则 　 第 １ 部分 ： 标准化文件的结构和起草规则 》 的规定起草 。 请注意本文件的某些内容可能涉及专利 。 本文件的发布机构不承担识别专利的责任 。 本文件由中国核学会提出 。 本文件由核工业标准化研究所归口 。 本文件起草单位 ： 清华大学核能与新能源技术研究院 。 本文件主要起草人 ： 傅激扬 。 Ⅲ 犜 ／ 犆犖犛 ２４ — ２０２０ 全国团体标准信息平台 全国团体标准信息平台 高温气冷堆核动力厂假想管道破损事故防护设计准则 １ 　 范围 本文件给出了球床模块式高温气冷堆核动力厂对假想管道破损的潜在不利效应的防护设计要求 。 本文件适用于球床模块式高温气冷堆核动力厂 （ 以下简称 “ 本厂 ”） 对假想管道破损事故的防护设计 ， 其他高温气冷堆核动力厂可以参考 。 ２ 　 规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款 。 其中 ， 注日期的引用文件 ， 仅该日期对应的版本适用于本文件 ； 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 ／ Ｔ１６７０２ 　 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 ＥＪ ／ Ｔ１０７９ 　 轻水堆隔间淹没效应防护准则 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 ３ 　 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件 。 ３ ． １ 假想管道破损 　 狆狅狊狋狌犾犪狋犲犱狆犻狆犲狉狌狆狋狌狉犲 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 ． ２ 假想管道破裂 　 狆狅狊狋狌犾犪狋犲犱狆犻狆犲犫狉犲犪犽 假想的管道环向破裂或纵向破裂的统称 。 ３ ． ３ 环向破裂 　 犮犻狉犮狌犿犳犲狉犲狀狋犻犪犾犫狉犲犪犽 管道沿着环向绕管壁一周完全裂开 ， 即管道断裂成两段 （ 亦称 “ 双端断裂 ”）。 ３ ． ４ 纵向破裂 　 犾狅狀犵犻狋狌犱犻狀犪犾犫狉犲犪犽 管道的管壁沿着轴线方向裂开 。 管道的纵向破裂会引起管道沿轴向裂开 ， 但不发生断裂 。 ３ ． ５ 破裂排除区 　 犫狉犲犪犽犲狓犮犾狌狊犻狅狀狕狅狀犲 不需要进行管道破裂假设的高能管道系统区域 。 ３ ． ６ 穿透管壁的裂缝 　 狋犺狉狅狌犵犺狑犪犾犾犮狉犪犮犽 管道上从内壁一直穿透到外壁的裂缝 ， 简称穿壁裂缝 ， 其尺寸仅与管道尺寸有关 。 １ 犜 ／ 犆犖犛 ２４ — ２０２０全国团体标准信息平台 ３ ． ７ 泄漏裂缝 　 犾犲犪犽犮狉犪犮犽 管道上内壁与外壁之间贯穿的裂缝 ， 其尺寸及流率由分析及泄漏检测系统确定 。 ３ ． ８ 高能管系 　 犺犻犵犺犲狀犲狉犵狔狆犻狆犻狀犵狊狔狊狋犲犿 在正常运行工况下 ， 最高运行压力 ＞ １．９ＭＰａ （ ｇ ）、 或者最高运行温度 ＞ 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 ， 仅为很短的部分 （ ≤ ２％ 系统运行时间 、 或者 ＜ １％ 本厂运行时间 ）， 则可将其划作为中能管系 。 ３ ． ９ 中能管系 　 犿狅犱犲狉犪狋犲犲狀犲狉犵狔狆犻狆犻狀犵狊狔狊狋犲犿 在正常运行工况下 ， 最高运行压力 ≤ １．９ＭＰａ （ ｇ ）、 且最高运行温度 ≤ 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 ． １０ 管段 　 狆犻狆犻狀犵狉狌狀 至少包括一个端点和一段管道 ， 或作为另一段管道的分支管 。 ３ ． １１ 端点 　 狋犲狉犿犻狀犪犾犲狀犱 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 。 ３ ． １２ 管道甩击 　 狆犻狆犲狑犺犻狆 由于假想管道破裂而引起的偏离管道轴向的迅速运动 。 ３ ． １３ 管道甩击约束件 　 狆犻狆犲狑犺犻狆狉犲狊狋狉犪犻狀狋 用来控制管道甩击的一种装置 ， 包括其锚固部分 ． ３ ． １４ 关键系统和部件 　 狉犲狇狌犻狉犲犱狊狔狊狋犲犿犪狀犱犮狅犿狆狅狀犲狀狋 在有关的假想管道破损发生的情况下 ， 实现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 ． １５ 隔室 　 犮狅犿狆犪狉狋犿犲狀狋 堆腔 、 隔间或子隔间的统称 。 ３ ． １６ 管道包容体 　 狆犻狆犻狀犵犲狀犮犾狅狊狌狉犲 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 ． １７ 部件包容体 　 犮狅犿狆狅狀犲狀狋犲狀犮犾狅狊狌狉犲 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 ． １８ 能动故障 　 犪犮狋犻狏犲犳犪犻犾狌狉犲 能动部件在需要运转时发生功能故障 ， 未能完成其预定的核安全功能 。 ２ 犜 ／ 犆犖犛 ２４ — ２０２０ 全国团体标准信息平台 　　 注 ： 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 ． １９ 非能动故障 　 狆犪狊狊犻狏犲犳犪犻犾狌狉犲 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 ， 在需求时不能实现其原定的核安全 功能 。 ３ ． ２０ 反应堆冷却剂正常补给 　 狉犲犪犮狋狅狉犮狅狅犾犪狀狋狀狅狉犿犪犾犿犪犽犲狌狆 在正常运行期间 ， 由氦净化系统向反应堆压力边界补给氦气 。 ３ ． ２１ 冷却剂丧失事故 　 犾狅狊狊狅犳犮狅狅犾犪狀狋犪犮犮犻犱犲狀狋 ； 犔犗犆犃 反应堆冷却剂氦气流失速率超过氦净化系统补给能力的事故 。 ３ ． ２２ 安全停堆 　 狊犪犳犲狊犺狌狋犱狅狑狀 反应堆处于足够次临界深度 ， 并以可控速率排 /G21 堆芯余热 ， 包容体对放射性的包容能力得到保证 ， 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 ． ２３ 抗震 １ 类 　 狊犲犻狊犿犻犮犮犪狋犲犵狅狉狔犐 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 。 ４ 　 总体要求 所有管道都应考虑假想管道破损 ， 每个假想破损应分别作为单个假想始发事件考虑 ， 根据管系中的 能量划分为高 、 中能进行评定 。 ５ 　 管道破