反应堆压力容器

1、08-01实施国防科学技术工业委员会发布E.J/T 474一剑”。
前言本标准对日474-89进行修订。
本标准依据囚474-89实施以来所取得经验，并根据核电厂压力容器金属保温层自行设计、制造、安装的经验，对目474一89作了修改。
本标准增加了大功率压水堆对金属保温层的特殊要求，金属保温层抗运行基准地震的要求，金属锚的组装、编排要求，金属保温层厚度设计依据，金属保温层出厂前的组装要求和保温层所选用的材料要求等。
本标准从实施之日起，同时代替囚474-8本标准由全国核能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：上海核工程研究设计院。
本标准主要起草人：沈秋平、陶金、景益。
因T474一剑”。
压水堆核电厂反应堆压力容器金属保温层技术条件1范围本标准规定了压水堆核电厂反应堆压力容器金属保温层设计、制造、安装和验收等技术条件。
本标准适用于压水堆核电厂反应堆压力容器金属保温层（以下简称“金属保温层”）。
2规范性引用文件下列规范性文件中的有关条文通过本标准的引用而成为本标准的条文。
下列注明日期或版次的引用文件，其后的任何修改单或修订版本都不适用于本标准，但提倡使用本标准的。

2、7-02-01实施一问中国核工业总公司发布EJ /T 1033-1996 目次前言.“.E1 范围.2 引用标准.3 定义.4 分析区域及程序.”25 适用的规则. . . . . . . 2 6 确定应力强度因子的方法. . 18 附录A标准的附录。

3、 vessel and its related equipment in PWR nuclear p。
werplant 2002-11-20发布2003一02一01实施国防科学技术工业委员会发布EE即1EI-E EE- EE-E 川川MM7EEEm刷14EE7 IHE川HHHHnUMMMW们IdoEE胃iMMMMmmm咱户。
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4、本标准适用于压水堆铁素体钢制反应堆压力容器。
2 I用标准EJ/T 732 压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则3 术语3. 1 基准温度RTNDT反应堆容器未经辐照材料依据EJ/T732-92中4.4条所述方法确定的无延性转变温度。
3.2调整后的基准温度ART基准温度加上由于快中子辐照与残余元素影响产生的基准温度升高值和裕度后的温度。
3.3材料的基准断翻韧度Kra用应力强度因于K，形式表示的材料抵抗裂纹扩张、动态裂纹扩展的阻力以及裂纹止裂等断裂韧性值的下限值。
3.4 有敢满功事年EFPY反应堆实际运行折合的满功率年数。
4 防止脆性断割的要求4.1 基本准则4. 1. 1 在试验工况和正常运行工况下，必须保持各部位应力强度因子K，小于Kra,RPK,300 75 450 注at为容帮璧厚，mm.s. 1.3.3 根据应力水平与屈服强度比值比，保守地使用图2（如容器厚度使用正公盖等，选用曲线的比值t17应不小于实际计算值，得到UsK,=Mm t1m ”“( 7) s.1. 3. 4 由图1按K。

5、发布EJ/T 560-2002 目次前言.II 1 范围.1 2 规范性引用文件.1 3 术语和定义.1 4 反应堆压力容器监督试验.4 5 反应堆压力容器监督剂量测定结果外推.10 6 反。

6、分析准则。
本标准适用于钢制压水堆核电厂反应堆压力容器的分析法设计。
沸水堆核电厂反应堆压力容器设计亦可参照使用。
2 引用标准GB/T 15443 压水堆压力容器选材原则与基本要求EJ 313 压水堆核电厂系统部件安全等级的划分rHAF 0201 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级HAF 0400 核电厂质量保证安全规定HAF 0402 核电厂质量保证记录制度HAF 0406 核电厂设计中的质量保证HAF 0900 民用核承压设备安全监督管理规定3 术语3. 1 载荷因素loads 在核电厂每种运行状态下，反应堆压力容器均受到与该状态对应的周围介质的作用，如压力、力、力矩、温度、腐蚀、浸蚀、辐照等，这些各自的作用称为载荷因素。
3.2 载荷loadings 各种载荷因素的组合。
3.3 载荷组合sets of loads 核电厂服役而使反应堆压力容器受到载荷作用，使其处于不同的状态和状态变化中，这种所处的状态和状态的变化称为载荷工况组合或载荷工况。
3.4 运行工况operating condition 根据核电厂载荷工况及保证的不同安全裕度而划分的不同的运行状态，称为运行工。