标准规范下载简介
GB／T 42143-2022 压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范.pdfICS 27.120.20 CCSF69
Specificationfordesignandconstructionofsteelcontainmentvesselo pressurizedwaterreactornuclearpowerplant
塔子山施工组织设计国家市场监督管理总局 发布 国家标准化管理委员会
范围….……. 术语、定义和符号. 3.2符号… 总体原则和要求…. 4.2本文件管辖边界 材料... 5.1 通则· 10 5.2材料的总要求....…......…..... 12 5.3铁素体钢材的试件和试样 13 5.5焊接材料 21 5.6承压材料的检测和修补…… 6.1设计原则 25 6.2 公式法设计 6.3分析法设计. 6.4 开孔和开孔补强· 43 6.5 47 6.6 螺栓的应力限制 52 6.7特殊要求 53 6.8电气和机械贯穿件 53 制造和安装· 7.1通则. 53 7.2成形、装配和对中 54 7.3焊接及评定 69 7.4机械接头和贯穿组件…… 69 71 试验 71 9.1通则...... 71 9.2结构完整性试验 72 9.3密封性试验 72
10超压保护 10.1通则 10.2外压保护 附录A（规范性）材料性能· 附录B（资料性）根据TNDr确定钢制安全壳部件金属最低容许使用温度 80 附录C（规范性）外压计算用图表 81 附录D（规范性）设计疲劳曲线 参考文献
本文件按照GB/T1.1一2020《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。 本文件由全国核能标准化技术委员会（SAC/TC58)提出并归口。 本文件起草单位：上海核工程研究设计院有限公司。 本文件主要起草人：葛鸿辉、陈来云、柳胜华、黄小林、张俊宝、王永东。
核电厂钢制安全壳设计建造规范
本文件规定了压水堆核电厂钢制安全壳的材料、设计、制造和安装、检测、试验和超压保护。 本文件适用于压水堆核电厂钢制安全壳的设计建造，其他堆型核电厂同类安全壳可参照执行
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/T229金属材料夏比摆锤冲击试验方法 GB/T6803铁素体钢的无塑性转变温度落锤试验方法 GB/T16702一2019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/T20002.1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压水堆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 NB/T20002.3压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3部分：焊接工艺评定 NB/T20002.6—2021压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第6部分：产品焊接 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/T20003.8核电厂核岛机械设备无损检测第8部分：泄漏检测 NB/T20005.31压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第31部分：安全壳用15Mn锻件 NB/T20005.32压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第32部分：安全壳用15MnHR钢板 NB/T20005.33压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第33部分：安全壳用15Mn钢管 NB/T20005.38压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第38部分：安全壳机械贯穿件用15MnHR 焊接钢管 NB/T20005.39压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第39部分：安全壳机械贯穿件用15Mn锻件 NB/T20006.31压水堆核电厂用合金钢第31部分：安全壳用10MnNiMoHR钢板 NB/T20006.32压水堆核电厂用合金钢第32部分：安全壳机械贯穿件用15Cr1Mo锻件 NB/T20007.31压水堆核电厂用不锈钢第31部分：安全壳用022Cr19Ni10不锈钢锻件 NB/T20007.32压水堆核电厂用不锈钢第32部分：安全壳用022Cr19Ni10不锈钢无缝钢管 NB/T20007.35压水堆核电厂用不锈钢第35部分：安全壳机械贯穿件用06Cr18Ni11Ti不锈 钢板 NB/T20008.12一2010压水堆核电厂用其他材料第12部分：1、2、3级设备螺栓、螺母用锻、 轧棒 NB/T20009.35一2014压水堆核电厂用焊接材料第35部分：钢制安全壳用低合金钢焊条 NB/T20009.36一2018压水堆核电厂用焊接材料第36部分：钢制安全壳用气体保护焊焊丝 NB/T20018压水堆核电厂安全壳密封性试验 NB/T20328.2一2015核电厂核岛机械设备无损检测另一规范第2部分：超声检测
NB/T20328.3一2015核电厂核岛机械设备无损检测另一规范第3部分：射线检测 NB/T20328.4一2015核电厂核岛机械设备无损检测另一规范第4部分：渗透检测 NB/T20328.5一2015核电厂核岛机械设备无损检测另一规范 第5部分：磁粉检测 NB/T20431一2017压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验
下列术语和定义适用于本文件。 3.1.1 设计压力designpressure 在设计技术规格书中规定的与设计限制相应的压力值。 3.1.2 试验压力testpressure 压力试验期间，容器顶部的压力。 3.1.3 计算厚度requiredthickness 按本文件相应公式计算得到的厚度。 3.1.4 名义厚度nominalthickness 设计厚度（计算厚度与腐蚀裕量之和)加上材料厚度负偏差后向上圆整至材料标准规格的厚度 3.1.5 设计温度designtemperature 在设计技术规格书中规定的与设计限制相应的容器金属温度值。 3.1.6 金属最低使用温度lowestservicemetaltemperature 在核电厂运行期间，设备使用过程中金属可能遇到的最低温度。 3.1.7 热成形hotdeformed 材料在温度高于其下相变温度减56℃的成形。 3.1.8 应力强度stressintensity 给定点上最大剪应力的两倍。 注：即在给定点上的代数最大主应力与代数最小主应力之差，组合应力的当量强度。 3.1.9 总体结构不连续grossstructuraldiscontinuity 影响承压构件沿整个壁厚上的应力或应变分布的一种几何形状或材料的不连续。 3.1.10 局部结构不连续localstructuraldiscontinuity 影响沿部分壁厚的应力或应变分布的一种几何形状或材料的不连续。 3.1.11 薄膜应力membranestress 沿截面均匀分布的正应力分量。
3.1.12 弯曲应力bendingstress 正应力沿截面壁厚变化的分量。 3.1.13 一次应力primarystress 由所施加荷载产生的正应力或剪应力。 3.1.14 二次应力secondarystress 由相邻材料的约束或由结构本身的约束而引起的正应力或剪应力。 3.1.15 峰值应力peakstress 由包括应力集中效应在内的局部不连续性或局部热应力而附加于一次应力及二次应力之和上的应 力增量。 3.1.16 荷载应力loadstress 不同于热应力，由某种荷载作用引起的应力。 3.1.17 热应力 Jthermalstress 由温度不均匀分布或热膨胀系数不同而引起的一种自平衡应力。 3.1.18 安定性shakedown 结构经受所施加荷载的几次循环作用后，变形趋于稳定，且结构的反应是弹性的特性。 注：既没有持续的塑性变形循环，也不包括蠕变效应。 3.1.19 自由端位移freeenddisplacement 固定的附件与其所连接的管道可分开并允许移动，这两个构件之间发生的相对移动构成的位移。 3.1.20 应力循环stresscycle 交变应力差所制约的，从初始值经过一个代数最大值至一个代数最小值随后返回到初始值的一种 情况。
由运行基准地震（OBE)引起的荷载 由安全停堆地震(SSE)引起的荷载 FL 冷却剂丧失事故(LOCA)后由水淹产生的荷载 由假想基准事故引起的管道反力 F。 1 核电厂在正常运行产生的管道反力 F： 由安全缓解阀(SRV)动作引起的管道反力 G恒载 G活载
P 由假想基准事故引起的压力 Pi 设计内压 Pgl 由100%锆水反应产生的氢气释放引起的压力 由氢气爆燃产生的压力 Pg3 事故后假定在安全壳内充二氧化碳惰化而产生的压力 P。 设计外压 由安全缓解阀(SRV)动作引起的压力 P 试验压力 T。 2 由假想基准事故引起的温度作用 T。 R 核电厂在正常运行期间的温度作用 T。 由安全缓解阀（SRV)动作引起的温度作用 T 试验的温度作用 Y 由破管喷射产生的等效静力荷载 由破管甩动产生的飞射撞击等效静力荷载 Y 由破管反力产生的等效静力荷载
所用材料的弹性模量，单位为兆帕（MPa） 材料标准室温抗拉强度下限值，单位为兆帕（MPa） 材料在设计温度下抗拉强度下限值，单位为兆帕（MPa） 材料标准室温屈服强度，单位为兆帕（MPa） 材料在设计温度下的屈服强度，单位为兆帕（MPa） 所用材料的许用应力值，单位为兆帕（MPa） 所用材料的许用应力强度值，单位为兆帕（MPa） 内压设计采用的许用应力值，单位为兆帕（MPa） 分析法设计采用的许用应力强度值，单位为兆帕（MPa） 材料瞬时热膨胀系数
3.2.3计算系数及其他
A所用材料的外压应变系数 B 所用材料的外压应力系数，单位为兆帕（MPa) K 2 椭圆形封头形状系数 K 球形壳体半径系数 M碟形封头形状系数
钢制安全壳的材料、设计、制作、检测、试验和验收除应符合本文件的规定外，还应遵守国家颁 有关法律、法规和规章的规定
4.1.1钢制安全壳的材料、设计、制作、检测、试验和验收除应符合本文件的规定外，还 的有关法律、法规和规章的规定
4.1. 7569的规定
钢制安全壳本体及与钢制安全壳本体相连的贯穿件或附件应按本文件进行设计和建造。作为 全壳系统一部分或贯穿钢制安全壳或与其连接的管道、泵和阀门，应按GB/T17569的规定将它 1级部件或2级部件，并按GB/T16702一2019的规定进行设计和建造。钢制安全壳上的典型量 如图1所示
整体配件穿过接管的工艺管
图1钢制安全壳上的典型贯穿件
GB 17888.2-2008标准下载设计单位应在设计输入文件中规定钢制安全壳与所连接的管道或其他部件的边界范围。图2给出 了几种典型的焊接连接件的管辖边界范围。钢制安全壳的管辖边界范围应不限于： 焊接连接件的第一道环焊缝接头（连接焊缝应认为是管道的一部分）； 螺栓连接件的第一个法兰面（螺栓应认为是管道的一部分）
4.2.3钢制安全壳和附件之间的边界
钢制安全壳上典型的焊接连接件的管辖边界范围
4.2.3.1.1附件是指与安全壳承压部分的内部或外部相接触或相连接的部件。 4.2.3.1.2附件可具有承压功能或非承压功能，具体如下。 a） 具有承压功能的附件包括：
1）压力边界的加劲肋； 2）钢制安全壳开孔补强件。 ） 具有非承压功能的附件包括： 1）热套管、转动叶片；
3.1.3附件可具有结构性功能或非结构性功能，具体如下。 E） 具有结构性功能的附件（结构性附件）： 1）执行承压功能； 2）钢制安全壳支承荷载路径上的附件。 b）具有非结构性功能的附件(非结构性附件)： 1）不执行承压功能； 2）不是钢制安全壳支承荷载路径上的附件； 3 ）临时的或永久性的附件
4.2.3.2管辖界线
钢制安全壳和附件之间的界限应不在下述承压边界之内，具体边界示意如图3～图5所示： a）钢制安全壳的铸造或锻造的附件以及钢制安全壳表面的堆焊层均为钢制安全壳的一部分； b）有承压功能的附件、焊缝和紧固件为钢制安全壳的一部分； C+ 1 除以下d)和e)的规定外，钢制安全壳和不具有承压功能的附件之间的边界应在钢制安全壳的 表面； d）非承压结构性附件与钢制安全壳之间的第一道焊缝，如果与钢制安全壳承压部位的距离不大 于2t，该焊缝为钢制安全壳的一部分，如果距离超过2t，则第一道焊缝为附件的一部分，其中 为承压部件的名义厚度； e) 13 非结构性附件与钢制安全壳之间的第一道连接焊缝为附件的一部分，在钢制安全壳承压部位 不超过2t范围以内的第一道焊缝应符合NB/T20002.6一2021中第7章的规定； f 连接钢制安全壳和非承压附件的紧固件为附件的一部分
标引序号说明： 1一一 钢制安全壳： 钢制安全壳的承压部位： 管辖界线（粗线条）： 4一一铸造或锻造的附件或堆焊层； 5一离钢制安全壳承压部位大于2r的焊缝； 6一一离钢制安全壳承压部位小于或等于2r的第一道连接焊缝； 7一一离钢制安全壳承压部位2以上或超过第一道连接焊缝处； 8一一支承、夹紧或紧固的附件； 9一一附件的连接； 10一一离钢制安全壳承压部位小于或等于2t处； 11一一紧固件孔。 钢制安全壳（1）（标引序号歌华有线电视电气施工方案，下同）应符合本文件的要求：铸造或锻造的附件或堆焊层（4）应符合本文件的要求；离钢 制安全壳承压部位大于2t的焊缝（5），可用GB/T16702一2019中设备支承件的设计规则代替本文件第6章的设计规 则；离钢制安全壳承压部位小于或等于2的第一道连接焊缝（6）应符合本文件的要求；离钢制安全壳承压部位2t以上 或超过第一道连接焊缝处（7），附件应符合GB/T16702一2019中设备支承件的要求；支承、夹紧或紧固的附件（8）应符 合GB/T16702一2019中设备支承件的要求；附件的连接（9)应符合GB/T16702—2019中设备支承件的要求；离钢制安 全壳承压部位小于或等于2t处（10)，附件与设备的相互作用依据6.2.3要求考虑。 注：这些草图表示管辖范围上的概念，不是推荐图