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《失水事故条件下铅合金包壳材料性能评估方法
第1部分:洋火后残余塑性评估》编制说明
(征求意见稿)
一、工作简况
1、任务来源
本标准由中国原子能科学研究院牵头编制,起草单位包括:中国原子能科学
研究院、上海核工程研究设计院有限公司、中国核动力研究设计院、国家电投集
团科学技术研究院有限公司、中广核研究院有限公司、苏州热工研究院有限公司、
中国核电工程有限公司、生态环境部核与辐射安全中心、国核宝钦铅业股份公司、
西部新钻核材料科技有限公司。
本标准(项目号CNEA-645)千2023年3月17日中国核能行业协会团体标
准立项评审会议(会议纪要T/CNEA—HYJY—2023—10)立项通过,计划2024年3
月31日完成。
牵头单位中国原子能科学研究院千2023年11月与中国核能行业协会签订该
团体标准的制修订专项技术服务合同。
2、主要工作过程
本标准的制定过程主要分为前期标准化研究、初稿编写阶段、征求意见稿编
写阶段。
2.1前期标准化研究(2018年8月-2020年12月)
自2013年以来,由中国原子能科学研究院、苏州热工研究院有限公司及国
家电投集团科学技术研究院有限公司等单位承担了由国内三大核电集团研发、两
家钻材生产厂生产的国产新钻合金在失水事故(LOCA)条件下的性能评估。针对
能源行业标准NB/T20261—2014《压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则》中
规定的一定事故条件下冷却性能需满足的包壳最高温度、最大氧化程度及保持可
冷却几何形状的要求,缺乏对钻合金包壳性能评估试验的标准。
因此,2018年到2020年,由中国原子能科学研究院牵头国内三大核电集团
相关设计院、研究院及钻材生产厂多家单位开展了能源标准化研究项目《失水事
故下铅合金包壳浮火后残余塑性评估方法的标准研究》。主要研究内容包括:
(1)调研国内外关千失水事故条件下钻合金包壳悴火后残余塑性评估方法,整
理试验参数、试验流程、试验装置及重要影响因素。
(2)试验参数评估:主要参照NRC待批版监管导RG1.223DeterminingPost
QuenchDuetility对钻合金LOCA残余塑性试验中的升降温速率、蒸汽流速、环
压样品长度、端面效应、环压温度、下压速率及预氢工艺等参数进行试验研究,
评估其对试验结果的影响。
(3)试验装置与流程评估:采用定型的同种材料、相同的试验参数,及拟标准
化的试验流程,在不同的装置上进行试验,比较试验结果的一致性,同时也与文
献数据进行对比,评估拟定的标准化试验方法是否具备标准化特征。
(4)通过环压试验建立永久(真)应变-补偿应变关系,并评估是否受环压装置
的影响。
2020年12月15日,该标准研究项H通过评审验收,验收意见认为该研究
成果内容翔实、技术全面,对失水事故下钻合金包壳滓火后残余塑性评估方法的
标准制定具有重要指导意义。
2.2初稿编写阶段(2021年1月-2023年3月)
在完成标准化研究项目《失水事故下铝合金包壳浮火后残余塑性评估方法的
标准研究》后,研究团队在参考NRC-RG1.223的基础上,吸收了标准化研究项
目成果,针对NRC导则草案的不明确或不合理之处,如CP-ECR的计算、蒸汽流
速、i卒火前降温速率及铅管尺寸因素对性能的影响等描述进行了优化,自主建立
了不同于NRC的、更科学合理的环向压缩偏移应变—永久应变关系,优化了残余
塑性的偏移应变判据,从而编制完成了具有显著自主知识产权的本标准初稿。
2021年11月24日,成果《失水事故下钻合金包壳洋火后残余塑性评估方
法与标准》被签定为“总体技术属国内首创,达到国际先进水平”。
2.3征求意见稿编写阶段(2023年3月-2023年11月)
在2023年3月17日本标准由中国核能行业协会团体标准评审立项后,主要
针对评审意见,进行了修改:增加了示意图以方便文字理解,比如如何测佩永久
应变与偏移应变;按中国核能行业协会团体标准编写要求规范了格式;调整了参
编单位与人员使得标准更具行业代表性。
2023年11月16日完成修改,形成征求意见稿。
3、主要参加单位和工作组成员及其所作的工作
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