ICS27.120.20 F 69 备案号：62817-2018 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T204812018 压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道 设计制造规范 Rules for design and fabrication of the primary coolant piping inpressurized waterreactor nuclearpower plants 2018-09-01实施 2018 - 03- 22 发布 发布 国家能源局 NB/T 20481—-2018 目 次 前言 范围 1 规范性引用文件 2 3 总则 设计依据， 4 5 设计 6 制造 6 7 包装、贮存和运输 11 NB/T20481—2018 前 言 本标准按照GB/T-1.1一2009给出的规则起草。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 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：王保平、刘向红、罗毅军、刘宏斌、黄均麟、王伟。 iI NB/T20481—2018 压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道设计制造规范 1范围 本标准规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道（以下简称“主管道”）的总则、设计、制造、检 验、包装、贮存和运输等要求 本标准适用于压水堆核电厂 反应堆冷却剂主管道的设计和制造。 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 板本（包括 有的修改单）适用于本文件 国务院500号令 民用核安全 备监督管理条 HAF003核电 量保证安 HAD003/04 核电 质量保 记录制度 HAF601民用 全设备设 核安 制造安装和无损检验监督管理规定 HAF602民用 核安 全设备无 金验人员资格管理规定 HAF603民用核安全 全设备焊 焊接操作工资格管理规定 GB/T16702- 1996 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 GB/T17569 压水堆 核电厂物项分级 NB/T20001 2013 压水堆核 电厂核岛机械设备制造规范 NB/T20002. 2013 压水堆 核电厂核岛机械设备焊接规范第1部分：通用要求 NB/T20002.2 核电厂 核岛机械设备焊接规范第2部分：焊接填充材料验收 水堆 NB/T20002.3 电厂核岛机械设备焊接规范 第3部分 接工 评定 NB/T20002.4压 水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第4部分： 接填充材料评定 NB/T20002.5压水堆核电 核岛机械设备焊接规范第5部分： 制造车间评 定 NB/T20002.6—2013 维核电厂核岛机械设备焊接规范第6部 品焊接 压水堆 NB/T20003.1核电厂核 东岛机械设备无损检测第1部分：通用要求 NB/T20003.2一2010核电厂核岛机械设备无损检测第2部分：超声检测 NB/T20003.3核电厂核岛机械设备无损检测第3部分：射线检测 NB/T20003.4核电厂核岛机械设备无损检测第4部分：渗透检测 NB/T20003.7核电厂核岛机械设备无损检测第7部分：目视检测 NB/T20004核电厂核岛机械设备材料理化检验方法 NB/T20007.1压水堆核电厂用不锈钢第1部分：1、2、3级奥氏体不锈钢锻件 NB/T20007.13压水堆核电厂用不锈钢第13部分：反应堆冷却剂管道用控氮奥氏体不锈钢锻造管 和弯管 NB/T20007.26压水堆核电厂用不锈钢第26部分：反应堆冷却剂系统管道用奥氏体-铁素体不锈钢 离心浇铸管 1 NB/T20481—2018 NB/T20007.27压水堆核电厂用不锈钢第27部分：反应堆冷却剂系统管道用奥氏体-铁素体不锈钢 铸造弯管和斜接管嘴 3总则 3.1资格 3.1.1主管道的设计单位、制造单位应按国务院500号令和HAF601的要求取得国家核安全局颁发的 许可证。 3.1.2主管道的设计单位、制造单位应按HAF003及有关安全导则建立适用的质量保证体系。 3.2职责 3.2.1设计单位的职责 3.2.1.1 设计单位应对设计文件的正确性和完整性负责。 3.2.1.23 主管道的设计文件至少应包括设计计算书和设计图纸。 3.2.1.3 设计单位应接受国家核安全监管部门的监督检查。 3.2.2制造单位的职责 3.2.2.1 制造单位应按照设计图纸及技术文件要求进行制造，如需对原设计进行修改，应征得原设计 单位的书面批准。 3.2.2.2 制造单位应对采购和分包活动进行控制，包括供方的选择、采购和分供方活动的监督检查等。 3.2.2.3 制造单位的检查部门在主管道制造过程中和完工后，应按本标准和图纸规定对主管道进行检 验和试验，提供报告，并对报告的正确性和完整性负责。 3.2.2.4 制造单位对其制造的主管道（包含焊接见证件）至少应具有下列技术文件备查： a) 制造工艺图或制造工艺卡； b) 材料证明文件及材料表； c) 焊接和热处理等工艺评定报告及工艺的过程记录： d) 检验和试验记录； e) 竣工图； f) 不符合项报告（如有）； g) 质量计划。 3.2.2.5 制造单位应接受国家核安全监管部门的监督检查。 4设计依据 4.1功能要求 主管道的基本功能是连接反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵（简称主泵），形成封闭 环路，提供反应堆冷却剂循环流道，把堆芯的热量经蒸汽发生器传给二回路，是反应堆冷却剂压力边界 的重要组成部分。 4.2设备组成 主管道由相应数量的直管段、弯头或弯管及接管嘴组成。 2 NB/T20481—2018 5设计 5.1 设计通则 5.1.1 设备分级 根据GB/T17569规定，主管道分级如下： 安全等级：SC-1； 一规范等级：1级； —一质保等级：QA1； 一抗震类别：抗震I类 5.1.2工况、载荷及适用冶 5.1.2.1工况 主管道在机组运行 行时可能经历的状态可划分为四种工况，即第一类工况、第二类工况、第三类工况 和第四类工况。此外 还有试验 。 第一类工况是指 道在第 类工况以不随 问变化的方 加时所承受的最严重的载荷工况。 主管 到的状况，包括利 态运行工况以及与启动、停运有关 第二类工况是指主 道在正 行期间可能 运1 的瞬态。此外，还包括 正常运 事件引起的瞬 例如应急停堆 合水泵和循环水泵停转、厂外电源 丧失、冷凝器真空丧失 控制系 设备失效等。 注：该工况相当 于ASM 的“正常 力工况” 第三类工况是指主管道在稀有 的事故情况下所处的紧急状况。 类工况很少发生 但也应考虑其可 能性。 注：该工况相当 当于ASME的“紧急工况” 第四类工况是指 种极不可能出现的状况，但对于主管道安全性所产生的后果应予以研究。对于实 际中可以想象的具有发生可能性 工况都应予以考虑。 注：该工况相当于ASME的 “事故工” 期间，设备所处的状况。其他的试验 分属于上面所定义的某类工况中。 试验工况是在水 压试验 注：该工况相当于ASME的“ 试验工况”。 5.1.2.2载荷 组环境的作用（压力、力、热负荷、辐照、） 腐蚀等），其中有些作用 每一类工况都有与之对应的 这些作用均被称为载荷或载荷因素，而它们的组合称为载荷组合或组合载 会随构件变形而产生机械功， 荷。每一类工况对应的载荷见表1 构成载荷组合的载荷因素包括但不限于以下： 内压和外压； b) 管道及其内含物的重量以及在所分析工况下由液体产生的动载荷： c) 在所分析的区域之外产生，但作用在分析区域边界上的载荷，例如由于重量、热膨胀、压力以 及动载荷等： (P 由于振动和地震产生的载荷： e) 支承件的反作用力； f) 由于温度引起的稳态或瞬态载荷。 5.1.2.3准则 3 NB/T20481—2018 对于每一类工况的载荷，根据保持压力边界完整性的目的，规定了一个与之相应的准则级别。各类 工况适用的最低准则级别见表1。这些规定的级别如下： 0级准则是为了防止设备的以下损伤： 过度变形； 塑性失稳； 弹性失稳或弹塑性失稳。 A级准则是为了防止设备渐进性变形和疲劳（渐进性开裂）。 C级准则是针对O级准则中的损伤模式，但其安全裕量较小。 D级准则是为了防止部件弹性或弹塑性失稳（相当于压力边界完整性丧失），但不排除过度变形的 危险。 水压试验工况准则应按照6.6.3的要求执行。 5.1.2.4工况、载荷及最低适用准则 表1主管道各类工况的载荷及最低适用准则 工况分类 相应作用力和(或)载荷 最低准则级别 设计压力： 重量（包括：管道重量、流体重量、保温层重量和加在 第一类工况 0级准则 管道上的永久性载荷）； 运行安全地震 与正常运行相关的温度和压力载荷； 第二类工况 由中等频率事件所引起的温度和压力载荷 A级准则 运行安全地震 由紧急工况所引起的机械载荷； 重量（包括：管道重量、流体重量、保温层重量和加在 第三类工况 C级准则 管道上的永久性载荷）； 压力 由事故工况所引起的机械载荷； 重量（包括：管道重量、流体重量、保温层重量和加在 第四类工况 管道上的永久性载荷）； D级准则 极限安全地震： 流体压力 水压试验工况 试验压力 5.1.3 特殊考虑 5.1.3.1腐蚀 如果部件在接触的流体和周围环境的作用下，由于表面腐蚀、侵蚀或机械磨损而可能使壁厚减薄， 那么，应增加一定的附加壁厚，以补偿设备使用期内的壁厚减薄量，并将其加到应力分析确定的最小壁 厚上。这一附加壁厚可以根据所预测的减薄速率对设备的不同部位做出不同的选择。 应对承压部件的腐蚀采取适当的措施，以避免承压部件焊接件间的不连