ICS 27.120.20 F 65 NB 备案号：46488-2014 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20303—2014 代替EJ/T926-1995 压水堆核电厂 预应力混凝土安全壳设计规范 Design requirements for prestressed concrete containments for pressure water reactor nuclear power plants 201411~01实施 201406~29发布 发布 国家能源局 NB/T20303—2014 目 次 前言 II 范围 2 规范性引用文件 3 术语和定义 4 设计原则， 2 5 荷载和作用. 6 材料. 预应力混凝：士壳体设计 7 8 筱板基础设计 9 9 钢衬里及锚固系统设计 11 10 安全壳结构强度试验 14 11安全壳密封试验 15 附录A（规范性附录） 预应力钢束与孔道壁之间的摩擦损失 17 附录B（资料性附录） 扭切应力计算， 18 附录C（资料性附录） 预应力效应计算方法 20 附录D（资料性附录） 混凝士弹性压缩损失. 21 附录E（资料性附录） 应力松弛损失计算. 22 NB/T20303—2014 前言 本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本标准代替EJ/T926—1995《压水堆核电】预应力混凝土安全壳设计规范》。与EJ/T926—1995相 比，除编辑性修改外主要技术变化如下： -增加了对严重事故的设计原则以及密封性的要求； 荷载及荷载组合中增加了对严重事故工况的规定； 一增加了对外部人为事件、严重事故以及特殊组合的验收准则： 修改了安全壳钢筋、钢绞线、钢衬里材料的要求，补充了温度计算的要求以及混凝土收缩徐变 的计算规定： 一补充了预应力效应计算和损失的计算方法，补充了锚固区的设计方法以及预应力孔道的构造要 求； 一增加了筏板基础的计算要求，裂缝宽度验算的要求： 修改了钢衬里应变计算和构造要求： 补充了安全壳强度试验理设的仪表要求； 修改了密封性试验的要求。 本标准的编制参考了国内外最新的相关标准和规范，总结了我国目前已建和在建核电厂预应力混凝 土安全壳结构设计的工程实践。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准出核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：中国核电I.程有限公司。 本标准主要起草人：王黎丽、张超琦、孟剑、李玉民、贾汇、周洪琦、张卫国。 本标准所代替的EJ/T926于1995年7月首次发布。 NB/T20303--2014 压水堆核电厂预应力混凝士安全壳设计规范 1范围 本标准规定了压水堆核电厂预应力混凝土安全壳的设计原则、荷载与荷载组合、材料选用、预应力 混凝土壳体设计、筱板基础设计、钢衬里及其锚固系统设计以及安全壳结构整体性试验和密封性试验的 要求。 本标准适用于压水堆核电厂带钢衬里的承压后张法预应力混凝土安全壳结构设计。 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，仅所注H期的版本适用于本文 件。凡是不注H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。 GB50007—2011建筑地基基础设计规范 GB50009--2012建筑结构荷载规范 GB500102010混凝土结构设计规范 GB50011—2010建筑抗震设计规范 GB50017—2003钢结构设计规范 NB/T20005.72010压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第7部分：1、2、3级钢板 NB/T20012—2010压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构设计规范 NB/T20018核电厂安全壳密封性试验 NB/T20105 核电厂‘房设计荷载规范 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 荷载效应loadeffect 出荷载引起的结构或结构构件的反应。 示例：内力、变形和裂缝等。 3. 2 荷载效应组合loadeffectcombination 按极限状态设计时，为保证结构的可靠性而对同时出现的各种荷载效应设计值规定的组合。 3. 3 后张法预应力混凝士post-prestressedconcrete 在结构中预留预应力孔道并浇筑混凝土，待混凝土达到指定强度后再穿钢束张拉，并利用锚具将预 张拉力传给混凝土，使结构在承受外荷载之前预先受到一定的压应力。 3. 4 预应力损失lossofprestressing 1 NB/T20303--2014 钢束中的应力在张拉过程中、张拉完成后以及随后的一段时间因各种因素会变小。 3. 5 薄膜应力 membrane stress 沿安全壳环向或经向均匀分布，等于沿所取截面厚度应力的平均值。 3.6 衬里liner 为形成密闭空间附着在混凝士安全壳内的永久性金属薄板。 3.7 锚固系统 anchoragesystem 在安全壳的设计寿期中应能保持预应力钢束的特征强度并将其预应力传递在安全壳壳体上所用的 永久性锚固装置。 4设计原则 4.1安全壳结构的设计应根据安全壳系统总体设计要求进行，并应确定以下内容： a）正常运行I况、设计基准事故I.况下安全壳的压力和温度； b) 设计基准事故、严重事故.I况下安全壳内压力和温度变化的时程曲线； c) 可能损害安全壳的冲击荷载和撞击荷载的来源及大小，包括在正常运行I况、设计基准事故和 严重事故I况下管道对于安全壳的作用力； (P 安全壳的允许泄漏率； 放射性屏蔽要求； f) 设计寿期。 4.2设计中应考虑厂址环境因素对安全壳结构的影响。考虑的厂址环境因素主要有： 厂区地基及其附近地区斜坡的稳定性； b) 设计基准地震动参数、地基液化等； c) 暴雨、洪水、雪灾、台风、龙卷风、海啸或湖涌等自然现象； d) 极端环境温度 e) 白然环境对结构材料的影响，诸如空气中的含氯物和其他有害物质、俊蚀性地下水的腐蚀； f) 飞机坠毁、化学品爆炸等外部人为事件。 4.3安全壳结构的设计应满足强度和密封性的要求： 安全壳结构的强度应根据永久荷载、活荷载、预应力、气候作用、设计基准事故I况下产生的 a) 内压和温度以及飞射物、设备反力等荷载效应进行计算。强度计算中还应考患白然事件和人为 事件的作用以及降温、降压系统对安全壳的影响； b) 严重事故.I况下应保证安全壳结构的完整性； 安全壳结构内放射性物质的外逸，在所有运行I况和试验状态下不得超过规定的限值，在设计 c) 基准事故I况下不得超过安全壳允许泄漏率的限值； (P 在严重事故I况下，设计中应充分地估计和考虑密封性； e) 性; f) 安全壳结构的设计应在全部贯穿件安装完毕之后使之能进行设计压力下的密封性试验，以验证 其是否超过规定的容许泄漏率值。 4.4安全壳结构的耐久性设计应包括以下内容： a）安全壳设计寿期、环境类别及其作用等级： 2 NB/T20303—2014 b) 安全壳结构材料的耐久性质量要求； 安全壳普通钢筋的混凝土保护层厚度； 安全壳裂缝的控制要求。 5荷载和作用 5.1安全壳结构应按下列规定的荷载作用进行设计。如存在符合特定厂址条件的其他任何荷载和作用， 则设计时应考虑这类荷载和作用。 5.2正常荷载。正常荷载是指核电厂在建造期间、试验期间及正常运行和停堆期间遇到的荷载和作用， 包括： a) D一永久荷载，包括结构自重、液体静压力、固定设备荷载、士压力以及混凝十的收缩和徐 变等； L一活荷载，包括可移动的设备荷载、其他可变荷载（例如人员重、建造荷载、吊车荷载 等)； c) 由施加预应力而产生的荷载： 由启动卸阀或其它高能装置而引起的荷载； e) To 在正常运行或停堆期间极端的瞬态或稳态状况下的温度作用； f) Ro -在正常运行或停堆期间极端的瞬态或稳态状况下的管道反力； g) Pv 一由安全壳内部或外部压力变化而引起的压力荷载； h) -安全壳进行整体性试验时的压力荷载，应能模拟设计基准事故下安全壳的压力和温度效 Pr 应; i) T, -安全壳进行整体性试验期间的温度作用，--般可按20℃考虑 5.3异常荷载。异常荷载是指设计基准事故引起的荷载和作用，包括： a) Pa -由设计基准事故在安全壳内引起的相对压力（设计压力）荷载： b) -由设计基准事故引起的温度作用，包括To： c) 由设计基准事故引起的管道反力，包括Ro； Ra (P R一一由设计基准事故引起的局部荷载，包括： Rj—在设计基准事故.I.况下由高能管道破裂所产生的喷射冲击而作用于安全壳的荷载； 2) 3）Rmn—在设计基准事故.1.况下由高能管道破裂所产生的撞击而作用于安全壳的荷载。 5.4严重环境荷载。严重环境荷载是指核电厂寿期内偶然遇到的环境荷载和作用，包括： a）W—厂址的风荷载标准值，可按GB50009--2012中8.1.1的规定计算。其中基本风压Wo按 100a一遇的3s钟的平均最大风速V（m/s）确定，W。=V/1600（kN/m²）； b) 用。地震作用时的重力荷载代表值仅考虑永久荷载和实有的活荷载。 5.5极端环境荷载。极端环境荷载是指可信但极少可能发生的环境荷载和作用，包括： a）W—设计基准龙卷风荷载，包括： 1）Wg—-龙卷风风压荷载； 2）Wp——-大气压迅速变化引起的压差荷载； 3）Wm一龙卷风引起的飞射物撞击所产生的荷载。 3