T/CNS 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

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

２０２０１２３１发布２０２１０４０１实施

中国核学会发布

书

犜／犆犖犛２４—２０２０

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

书

犜／犆犖犛２４—２０２０

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

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

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

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!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管道破损防护的要求和措施

５．１防护要求

假想管道破损的防护要求是，在发生假想管道破损事故并同时失去外电源的情况下，应不影响反应

堆安全停堆，应把反应堆的余热（包括反应堆的衰变热和系统的显热）排出，应使放射性物质向周围环境

的释放量不超过有关规范的规定值。

因此，流体系统的假想管道破损不得引起关键系统和部件丧失其要求的功能。本厂应能经受流体

系统管道破损事故的影响，而其所造成的后果是可接受的。

５．２防护措施

为了实现上述防护要求，本厂应采取下列以优先次序列出的一种或几种防护措施：

ａ）采用距离分隔，使高能、中能流体系统管道远离关键系统和部件；

３

犜／犆犖犛２４—２０２０

ｂ）设置管道包容体；

ｃ）设置部件包容体；

ｄ）在系统中设置附加设施（如隔离阀）；

ｅ）把关键系统和部件设计成能经受假想管道破损有关的效应；

ｆ）设置附加措施，如使系统具有一定的多重度，设置管道甩动约束件与屏障。

上述这些专门的防护措施应满足下述要求：在任何一个可能的管道破损事故发生时，为本厂安全

和减轻事故后果所需的系统仍应满足单一故障准则。

在选择管道破损的防护措施时，要综合考虑本厂的其他设计要求和系统功能要求。

５．３设计要求

为了满足假想管道破损事故的防护原则，本厂设计应满足下列要求：

ａ）关键系统和部件应按抗震Ⅰ类的要求来设计。

ｂ）为了实施５．２的规定而需设置的构筑物或隔室、防护屏障及支承管道甩动约束件的结构应按

抗震Ⅰ类的要求来设计。应将它们设计成能经受住假想管道破损效应，包括管道甩动、喷射流

冲击、隔室压力升高、环境状况恶化、水淹等与地震载荷相组合的影响。

ｃ）高能流体系统管道的约束件及其他防护措施应设计成某一管道的假想破损及其任何直接的和

间接的影响不会再造成附近其他管道破损或部件损坏（如果这两个破损加上它们的二次效应

所造成的综合后果是不可接受的话）。

ｄ）除非相应的理论分析或实验数据证明被撞击管道能经受这类撞击而不发生破损，否则应该认

为破裂管道的甩动有可能在被撞击的名义直径比它小的管道上造成环向和纵向破裂（每次只

考虑一种破裂），并可能在名义直径相同的或名义直径较大但壁厚较薄的管道上造成穿透管壁

的裂缝。

ｅ）假想管道破损的各种效应，不应妨碍主控制室的可居留性，不应妨碍通向对安全控制反应堆运

行重要的、或处理管道破损后果所需的周围区域的通道。

ｆ）当多机组电厂的一个机组的管道上发生假想破损事故时，该受影响机组的安全停堆不应妨碍

其他机组的安全停堆能力。

ｇ）如果某一假想破裂导致了飞射物的产生，则应另外进行飞射物效应的评定。

５．４系统和部件的可运行性

在评定假想管道破损的影响时，对系统和部件的可运行性应作如下假设：

ａ）如果反应堆保护系统引发事故停堆是假想管道破损的直接后果，则应假定同时失去厂外电源。

ｂ）除了５．４ｃ）中说明的情况外，应假定在发生假想管道破损及其各种直接后果（如失去外电源）

的同时，在用来减轻假想管道破损后果及停闭反应堆的系统中还同时发生某个单一能动部件

故障。

ｃ）若在某一双重功能的关键中能系统的两重或多重序列中，已假设有一列发生了假想管道破损，

若系统是按抗震Ⅰ类要求来设计的，是由厂外电源和厂内电源两处供电的，且是按适合于核安

全系统的质量保证、试验和在役检查标准来进行建造、运行和检查的，则在该系统的其他列中

不需要假设单一能动部件故障。

ｄ）在管道破损时，可以认为所有可利用的系统（包括由运行人员的动作来操作的系统）都可以用

来减轻管道破损的后果。但在判断系统的可运行性时，应考虑假想管道破损及其直接后果，并

４

犜／犆犖犛２４—２０２０

应考虑所假设的单一能动部件故障及其直接后果。应按照ＮＢ／Ｔ２０３７９，根据对所要执行的

动作而言可供使用的时间的长短及设备的可达性，来判断操纵员采取动作的可行性。

５．５在役检查要求

本厂管道破损的防护措施应满足下列在役检查方面的要求：

ａ）为满足管道破损的防护要求而采取的措施不应妨碍部件进行在役检查所需的通道的畅通；

ｂ）需要进行检查的区域应按照有关规范中关于二级管道焊缝的检查要求来确定。

６假想管道破损的位置、类型、面积和开裂时间

６．１假想管道破损的位置

６．１．１高能流体系统管道的假想破损位置

对管道名义直径大于２５ｍｍ的高能流体系统的每一管段，都应假设会发生管道破损，破损位置见

表１。

此外，对于各安全级高能管道，如果它位于把它与某个关键部件隔开的隔离构筑物内，则应假设该

高能管道会在对该隔离构筑物产生最不利影响的位置上发生破裂，而且该隔离构筑物应设计得能经受

这一管道破裂的后果。

若按破前漏分析证实其合理性，可以用泄漏裂缝代替破裂或穿透管壁的裂缝。

表１高能流体系统管道的假想破损位置

管道假想破裂位置假想裂缝位置

ａ）管段的端点；

ｂ）中间点：

）可能有高应力或高疲劳的

１）管段上应力范围ａ超过的

安全１级管道中间位置，如管件、阀门、法ａ１．２犛ｍ

兰及焊接附件处；位置

２）犝＞０．１或犛＞２．４犛ｍ的中

间位置ａ

ａ）管段承压部分的端点；

ｂ）中间点：

安全２、３级管道或非安全级抗震动１）可能有高应力或高疲劳的ａ）管段上应力ｂ超过０．４（犡＋犢）

力管道中间位置，如管件、阀门、法位置

兰及焊接附件处；

２）犛＞０．８（犡＋犢）的中间位置ｂ

）管网承压部分的端点；以及

ａ）管段上应力ｂ超过（）的

ｂ）可能有高应力或高疲劳的中间ａ０．４犡＋犢

非安全级管道位置，如管件、阀门、法兰及焊接位置；若未作应力分析，则取在环

附件处境后果最严重处

ａ犛值参照附录Ａ．１计算。

ｂ犛、犡、犢值按附录Ａ．２或Ａ．３计算。

５

犜／犆犖犛２４—２０２０

６．１．２中能流体系统管道的假想裂缝位置

中能流体系统管道的假想破损按下列准则考虑：

ａ）对于中能流体系统管道可以不假设发生破裂。但对于名义直径超过２５ｍｍ而位于关键系统

和部件附近的中能流体系统管道，应假设会发生穿透管壁的裂缝。裂缝位置假设在由于流体

从裂缝处排出所造成的水喷雾和水淹等影响为最严重的位置，但以下ｂ）、ｃ）两项所规定的

除外。

ｂ）对安全１级中能管道，若犛＜１．２犛ｍ，对安全２级、３级中能管道，若犛＜０．４（犡＋犢），则这些管

道可以不假设发生穿壁裂缝。

ｃ）对于与高能流体系统相邻的中能流体系统，若高能系统管道已假设了破裂，而中能系统管道即

使发生穿壁裂缝也不会比高能管道的破裂造成更严重的环境状况，则可假设该中能管道不发

生穿壁裂缝。否则，还是应假设在该中能管道上发生穿壁裂缝。

ｄ）在不按抗震标准设计的中能系统管道上应假设裂缝。

ｅ）在对于高能流体系统所相应的压力、温度条件下运行的时间≤该系统作为中能流体系统运行

的时间的２％或＜１％电站运行时间，因而划作为中能系统的管道