EJ335-1988核电厂管道假想破损事故防护准则
核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理
核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理摘要：在社会经济不断发展的背景下，人们生活质量逐渐提高，其对于电能方面提出了极高的需求量，这从一定程度上也增加了对发电厂的生产要求。
和以往类型的发电方式相比较来看，核电发电本身产生的优势是非常高的，发电效率良好，有着一定的清洁性，是低碳能源中非常重要的一项组成部分。
基于发电形式特殊性特征的影响，核电厂对生产工艺稳定性和安全性提出了严格的要求，蒸汽发生器传热管断裂是核电厂运行期间普遍存在的一种现象，这种现象对核电厂稳定运行产生了不良的影响。
在本篇文章中，主要分析了核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故形成的原因，提出了相应的解决策略。
关键词：核电厂蒸汽发生器；传热管断裂事故；运行管理策略现阶段，蒸汽发生器传热管断裂是普遍存在的一种隐患，具体体现在传热管两边发生了断裂问题，这种现象在核电厂生产运行中经常出现，直接威胁到了核电厂自身运行难以确保核电工作人员自身安全，所以文章中主要从检验事故和处理等多方面入手再提升事故运行管理质量的基础上实施各项工作。
1、SGTR探测方式虽然诸多核电厂都发生过蒸汽发生器传热管断裂，不过整体产生率并不高，基于此，强化对蒸汽发生器传热管带断裂事故的重视程度，对提前了解到安全隐患，对制定出完善的措施以改善和解决相关问题。
在本篇文章中以某核电厂举例说明，该核电厂运行期间采取电场辐射监测系统来检验压水堆核电机组二回路放射性活度情况，并将该系统化分为三方面，分别是相关的蒸汽发生器排污系统、凝气器抽真空系统和主蒸汽系统；对这三个系统展开放射性监测。
在放射性探测过程中，该环节主要是利用取样线管检验二次侧放射水平的高低程度，其产生的优势是测量准确性良好，范围普遍，适合从停堆工况到满功率工况的任意工况中加以应用，且判断故障十分精准，不过该种方式也有着一定的缺陷，那就是泄露状态检测过程中存在着时间延长的问题，无法在放射性内精准的判断出泄漏量。
第二，凝真气器抽真空系统通常是对冷凝器展开放射性的检验，判断是否存在着蒸汽发生器传热管断裂问题，检测效率良好，但缺陷是在主蒸汽隔离阀关闭以后无法产生一定的作用，也难以精准的判断泄漏率。
核电站主蒸汽和主给水高能管道假想破口载荷分析及防甩击限制器优化设计
作为核电站二回路的重要组成部分，主蒸汽和主给水系统（简称 VVP & ARE）与蒸汽发生器直 接相连，分别承担着蒸汽输出和给水供应的功能。核反应堆安全壳内 VVP & ARE 管道（蒸汽发生器 二回路接管至安全壳贯穿件）均为承载高温高压流体的大口径高能管道，一旦发生破口，不仅会造 成主回路温度和压力异常波动，而且破口产生的动力学效应会对周围系统或部件产生不利影响，因 而设计上必须根据应力分布综合考虑系统布置情况来采取加设防甩击限制器等缓解措施。
（核电秦山联营有限公司，浙江 海盐 314300）
摘要：为有效应对核电站主蒸汽和主给水系统（简称 VVP & ARE）高能管道发生破口事故所产生的动力学效应，设 计上必须根据力学分析结果对高能管道假想破口进行事故后果分析并采取针对性措施。本文针对 VVP & ARE 高能管 道，根据优化力学模型给出了假想高能管道破口喷射力、喷射动能和特征长度的计算方法，按照 RCC-P 和 RCC-M 规范分析了 VVP 高能管道假想破口位置，给出了一种适用于 VVP & ARE 高能管道的 H 型和 U 型防甩击限制器设计 校核的双线性计算方法，可为实现此类产品的国产化提供重要参考。 关键词：双线性计算方法；防甩击限制器；高能管道假想破口；主蒸汽和主给水系统
EJ314-1988 压水堆核电厂事故分析安全判据
F 77E J 314—1988水核故析全1988-06-051989-01-01华共加本标准由核工业部核电局提出。
本标准由核工业部上海核工程研究设计院负责起草。
本标准主要起草人：张廉。
1 主题内容与适用范围1.1 主题内容事故分析是核电厂安全分析工作中的一项重要内容，它的目的不仅是用以对核电厂的安全性作出评价，更重要的是要用以改进和增强核电厂的安全设计以及指导安全运行。
因此，一般规定对核电厂现实可能发生的各种事故都要仔细进行分析，必须在每项事故分析后提出有效的防事故安全措施，并落实到安全设计中去。
压水堆核电厂设计时应分析的事故约有30种。
按事故的严重程度及其可能发生的频度，一般分为三类（见《压水堆核电厂运行及事故工况分类》）：中等频率事故，稀有事故，极限事故。
1.2 适用范围本标准适用于压水堆核电厂事故分析。
本标准不适用于仅作为厂址选择时安全评价用的最大可信事故（最大假想事故）的分析。
2引用标准GB 6249 《核电厂环境辐射防护规定》EJ 319 《压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则》HAF 0200 《核电厂设计安全规定》3分析要求中等频率事故一般不会造成燃料元件破损或反应堆冷却剂系统超压，事故可能对环境造成的放射性影响应低于国际GB 6249 《核电厂环境辐射防护规定》第4.2条的规定，即对公众中任何个人（成人）造成的有效剂量当量每年应小于0.25mSv （25mrem）。
稀有事故可能有少量燃料元件损坏，但对环境造成的放射性影响应低于GB 6249 第4.3条大事故的规定，即每次事故公众中任何个人（成人）可能受到的有效剂量当量小于5mSv（0.05rem）和甲状腺剂量当量小于50mSv（5rem），不会妨碍或限制非居住区以外居民的日常活动。
极限事故计算的事故放射性物质的释放量对环境影响不得超过GB 6249第４.3条中重大事故的规定，即每次事故公众中任何个人（成人）可能受到的有效剂量当量小于０.１Sv（10rem）和甲状腺剂量当量小于1Sv（100rem）。
EJ_324_1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则
F 69EJ 324—1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则1988-06-05 发布1989-01-01实施中华人民共和国核工业部 发布附加说明：本标准由核工业部生产技术司、核电局提出。
本标准由核工业部一院设计部负责起草。
本标准主要起草人：田盛、程蓉珍。
1 主题内容与适范围本准则规定了设计压水堆核电厂燃料相关组件应该满足的要求。
本准则适用于压水堆核电厂束棒型燃料相关组件的设计。
压水堆核电厂燃料相关组件是指控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件。
除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式相关组件。
本准则涉及与燃料相关组件机械设计直接有关的核设计和热工—水力设计问题。
2 引用标准EJ 312《压水堆核电厂运行及事故工况分类》3 工况分类本准则所涉及的四类工况的定义见EJ 3124 控制棒及其组件设计准则4.1 控制棒组件所用各种材料必须符合国标、部标或有关堆用材料标准。
4.2 反应堆运行时，控制棒中子吸收体最高中心温度应低于中子吸收体的相变温度或熔点；不允许在燃料组件导向管和控制棒之间的环形冷却剂流道中发生体积沸腾。
4.3 除采用铪材料作中子吸收体可不使用包壳管外，其余中子吸收体材料均应封装在耐腐蚀的金属包壳管内。
4.4 反应堆运行初期，在冷却剂压力和工作温度作用下，控制棒包壳必须是自立的。
4.5 在整个设计寿期内，控制棒包壳不应发生蠕变坍塌。
4.6 在整个设计寿期内，热态时控制棒内部气体压力应低于冷却剂工作压力。
4.7 控制棒组件在中子辐照、流体力产生的振动、磨蚀、升力和压力波动作用以及控制棒动作、地震、落棒停堆情况下，应保持结构完整性并在导向管中运动自如；在设计寿期内，控制棒组件应能承受规定的步跃次数及快插次数的动作的作用。
4.8 控制棒及其导向管水力缓冲段的设计，均必须考虑到快速落棒要求并使落棒行程终了时的控制棒组件末速度低于一个合理定值。
控制棒组件的机械缓冲弹簧设计，必须有效地吸收控制棒组件落棒终了时的能量，以尽量减小燃料组件和控制棒组件的相互冲击力。
工程建设行业标准：核工业工程
◎〖EJ/T 170—76〗密封防护门◎〖EJ/T 171—76〗铸铁防护门◎〖EJ 269—84〗α、γ和射线外照射个人剂量监测规定◎〖EJ 270—84〗核电站辐射防护规定◎〖EJ 275—85〗铀矿地质生产安全规程◎〖EJ/T311-94〗压水堆核电厂工程设计用文字代号和图形符号◎〖EJ 312—88〗压水堆核电厂运行及事故工况分类◎〖EJ313-88〗压水堆核电厂系统部件安全等级的划分◎〖EJ/T 314—88〗压水堆核电厂事故分析安全评据◎〖EJ/T 315—88〗压水堆核电厂与环境有关的事故分析方法◎〖EJ 316—88〗压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则◎〖EJ 317—88〗压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则◎〖EJ/T 318—92〗压水堆核电厂反应堆设计准则◎〖EJ/T 319—92〗压水堆核电厂反应堆热工——水力设计准则◎〖EJ/T 320—98〗压水堆核电厂反应堆总体设计准则◎〖EJ/T 321—98〗压水堆核电厂堆内构件设计准则◎〖EJ/T 322—94〗压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则◎〖EJ/T 323—98〗压水堆核电厂燃料组件设计准则◎〖EJ/T 324—88〗压水堆核电厂燃料相关组件设计准则◎〖EJ/T 325—88〗压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则◎〖EJ/T 327—88〗压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则◎〖EJ/T 328—88〗压水堆核电厂余热排出系统设计准则◎〖EJ/T 330—98〗压水堆核电厂控制室撤离设计准则◎〖EJ/T 331—92〗失水事故后流体系统的安全壳隔离装置◎〖EJ/T 332—88〗压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则◎〖EJ/T 333—88〗压水堆核电厂控制棒驱动机构设计准则◎〖EJ/T 335—98〗压水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则◎〖EJ/T 336—88〗压水堆核电厂核供汽系统布置准则◎〖EJ/T 337—88〗压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则◎〖EJ/T 338—88〗压水堆核电厂核供汽系统疏水和放气设计准则◎〖EJ/T 339—88〗压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系统设计准则◎〖EJ/T 340—88〗压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房接口设计准则◎〖EJ/T 341—98〗压水堆核电厂核蒸汽系统补给水要求◎〖EJ/T 342—88〗压水堆核电厂核供汽系统供氮、供氢、供氧的要求◎〖EJ/T 343—88〗压水堆核电厂与安全有关的冷却水系统设计准则◎〖EJ/T 344—88〗压水堆核电厂电缆敷设和隔离准则◎〖EJ/T 345—88〗压水堆核电厂水化学技术条件◎〖EJ/T 346—88〗粒子加速器工程设施辐射防护设计规范◎〖EJ 348—88〗铀矿冶辐射防护设计规定◎〖EJ 355—88〗x、γ外照射个人剂量监测质量保证规定◎〖EJ 359—89〗铀矿井排氡通风技术规范◎〖EJ 380—89〗开放型放射物质实验室辐射防护设计规范◎〖EJ/T 386—99〗三十万千瓦压水堆核电厂安全有关的通风管道支架设计规定◎〖EJ/T 399—89〗三十万千瓦压水堆核电厂工艺系统辅助设备安装技术条件◎〖EJ/T 420—89〗三十万千瓦压水堆核电厂安全重要土建结构抗龙卷风设计规定◎〖EJ/T 450—89〗三十万千瓦压水堆核电厂设备及材料现场贮存管理规定◎〖EJ/T480—89〗三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统施工设计规定◎〖EJ/T 508—90〗三十万千瓦压水堆核电厂防护涂层规范◎〖EJ/T 514—90〗研究性反应堆建筑物采暖、通风与空气净化系统设计规范◎〖EJ/T 534—91〗核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装◎〖EJ/T 551—91〗铀矿资源评价规范◎〖EJ/T 552—91〗铀矿山水文地质、工程地质规程◎〖EJ/T 559—91〗核供热站设计安全原则和基本要求◎〖EJ/T 561—91〗压水堆停堆冷却准则◎〖EJ/T 570—91〗压水堆安全重要流体系统单一故障准则◎〖EJ/T 571—91〗核电厂保卫系统电气设备准则◎〖EJ/T 572—91〗核电厂安全系统设备设计鉴定◎〖EJ/T 574—91〗核电厂安全级控制仪表盘（屏）和机架的设计与鉴定◎〖EJ/T 588—91〗核燃料后处理厂退役辐射防护规定◎〖EJ/T 590—91〗核电厂安全级电路电缆通道系统设计安装和鉴定准则◎〖EJ/T 603—91〗试验堆安全系统准则◎〖EJ/T 626—92〗核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求◎〖EJ/T 635—92〗压水堆核电厂硼回收系统设计准则◎〖EJ/T 637—92〗核电厂安全有关通信系统◎〖EJ/T 649—92〗核电厂电缆系统设计及安装准则◎〖EJ/T 650—92〗核电厂大型铅酸电池设计和安装准则◎〖EJ/T 669—92〗压水堆核电厂化学和容积控制系统设计准则◎〖EJ/T 759.1—2000〗核电厂控制器和屏幕显示的应用第一部分控制器◎〖EJ/T 759.2—2000〗核电厂控制器和屏幕显示的应用第二部分屏幕的应用◎〖EJ/T 760—93〗核电厂安全重要的仪表和控制系统的供电要求◎〖EJ/T 762—93〗脉冲堆核测量系统设计准则◎〖EJ/T 763—93〗轻水试验研究反应堆水质技术条件◎〖EJ/T 764—93〗重水研究堆水质技术条件◎〖EJ/T 780—93〗脉冲堆控制棒驱动机构设计准则◎〖EJ/T 789—93〗核设施辐射屏蔽设计一般原则◎〖EJ/T 794—93〗铀水冶厂尾矿库安全设计规定◎〖EJ/T 808—94〗铀燃料元件厂设计准则◎〖EJ/T 809—94〗铀燃料元件厂抗震设计分级◎〖EJ/T 816—94〗压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则◎〖EJ/T 833—94〗铀矿冶建设岩土工程勘察规范◎〖EJ/T 834—94〗压水堆核电厂辅助给水系统设计准则◎〖EJ 877—94〗核燃料后处理厂安全设计准则◎〖EJ 878—94〗乏燃料离堆贮存水池安全设计准则。
核工业标准目录（本目录包含934个标准）
核工业标准目录（本目录包含934个标准）核工业标准EJ1.EJ/T 1—1974机械图样管理制度2.EJ/T 2—1975衬垫管接头3.EJ/T 3—1975衬垫管接头体4.EJ/T 4—1975内接头5.EJ/T 5—1975管接头衬垫6.EJ/T6—1975管接头螺母7.EJ/T 7—1975衬垫双面管接头8.EJ/T 8—1975衬垫双面管接头体9.EJ/T 9—1975备用衬垫双面管接头10.EJ/T 10—1975衬垫胶管管接头11.EJ/T 11—1975衬垫胶管管接头体12.EJ/T 12—1975阀门衬垫管接头13.EJ/T 13—1975阀门衬垫管接头体14.EJ/T 14—1975阀门接头衬垫15.EJ/T19—1975穿管接头16.EJ/T 20—1975钢手套接盘17.EJ/T 21—1975有机玻璃手套接盘ML18.EJ/T 22—1975乳胶手套19.EJ/T 23—1975两用乳胶手套20.EJ/T 24—1975乳胶手套紧密封橡皮圈21.EJ/T 25—1975窗用密封橡胶带22.EJ/T 26—1975密封胶带23.EJ/T 27—1975工作箱体支架24.EJ/T 36—1975窥视窗防、耐辐射玻璃板25.EJ/T 37—1975窥视窗26.EJ/T 38—1975内窥视窗27.EJ/T 39—1984滚动轴承门铰链28.EJ/T 40—1984门插销29.EJ/T 41—1984把手30.EJ/T 42—1975法兰密封检修门31.EJ/T 43—1975密封门32.EJ/T 44—1975密封门门栓33.EJ/T 45—1975推拉门34.EJ/T 46—1975提升门35.EJ/T 51—1975进风过滤器36.EJ/T 52—1984排风过滤器37.EJ/T 53—1975密封活门38.EJ/T 54—1984蝶阀39.EJ/T 55—1975联接套环40.EJ/T 57—1975蝶阀操纵杆41.EJ/T 58—1975蝶阀操纵杆42.EJ/T 60—1975阀门操纵杆43.EJ/T 61—1975止逆操纵杆44.EJ/T 62—1975工作箱操纵杆45.EJ/T 63—1975热室操纵杆46.EJ/T 64—1975操纵接头47.EJ/T 66—1975工作箱萤光照明灯具48.EJ/T 68—1975通风柜萤光照明灯具49.EJ/T 69—1975灯用开关盒50.EJ/T 70—1975开关盒51.EJ/T76—1975工作箱技术条件52.EJ/T 77—1975空气过滤器技术条件53.EJ/T 78—1975屏蔽铸铁件技术条件54.EJ/T 79—1975工作箱基本型式与参数55.EJ/T 168—1975不锈耐酸钢锻件技术条件56.EJ/T 170—1976密封防护门57.EJ/T 171—1976铸铁防护门58.EJ 190—1994钢制产品容器技术条件59.EJ/T 192.1—1982环境样品大气中氟化物含量的分析方法60.EJ/T 192.2—1982环境样品水中氟化物含量的分析方法61.EJ/T 192.3—1982环境样品土壤中氟化物含量的分析方法62.EJ/T 192.4—1982环境样品植物中氟化物含量的分析方法63.EJ/T 194.1—1982环境样品大气中微量总汞的分析方法64.EJ/T 194.2—1982环境样品水中微量总汞的分析方法65.EJ/T 194.3—1982环境样品生物样品中微量总汞的分析方法66.EJ/T 194.4—1982环境样品土壤中微量总汞的分析方法67.EJ/T 217—1984手套孔盖68.EJ/T218—1984双开防护门F7969.EJ/T 219—1984运输道门70.EJ/T 221—1984法兰密封窥视窗71.EJ/T 223—1984脚踏阀门72.EJ/T 224—1984带托盘薄壁前室(PBS)73.EJ/T 225—1984带托盘防护前室(PFS 25)74.EJ/T 226—1984带托盘防护前室(PFS 50)75.EJ/T 227—1984带转运盒薄壁前室(HBS)76.EJ/T 228—1984带转运盒防护前室(HFS 25)77.EJ/T 229—1984带转运盒防护前室(HFS 50)78.EJ/T 255—1985通风柜技术条件79.EJ/T 266—1993重铀酸盐中铀的测定硫酸亚铁还原重铬酸钾氧化滴定法80.EJ 266—1984D45EJ/T 267.1—1984铀矿石中铀的分析方法总则及一般规定81.EJ/T 267.2—1984铀矿石中铀的测定硫酸亚铁还原钒酸铵氧化滴定法82.EJ/T 267.3—1984铀矿石中铀的测定三氯化钛还原钒酸铵氧化滴定法83.EJ/T 267.4—1984低品位铀矿石中铀的测定三正辛基氧膦（或三烷基氧膦）萃取分离、２-（５-溴-２-吡啶偶氮）-５-二乙氨基苯酚分光光度法84.EJ/T 267.5—1984铀矿石中铀的测定氯化亚锡还原钒酸铵氧化滴定法85.EJ 269—1984X、γ射线外照射个人剂量监测规定86.EJ 270—1984核电站辐射防护规定87.EJ/T 272.1—1985铀矿冶外排废水镉的分析方法88.EJ/T 272.2—1985铀矿冶外排废水铬的分析方法89.EJ/T 272.3—1985铀矿冶外排废水砷的分析方法90.EJ/T 272.4—1985铀矿冶外排废水铅的分析方法91.EJ/T 274—1985尿中钚的分析方法92.EJ 275—1985铀矿地质生产安全规程93.EJ/T 276—1998铀矿水化学找矿规范94.EJ/T 277—1986高纯八氧化三铀中铀的精密度测试硫酸亚铁还原重铬酸钾电位滴定法95.EJ 280—1986铀矿冶放射性物探仪器检修调试质量标准96.EJ 281—1986铀矿冶放射性选矿仪器检修调试质量标准97.EJ 282—1986铀矿冶化工自动化仪表检修质量标准98.EJ/T 283—1986γ闪烁法测定岩、矿粉末样品中的镭99.EJ/T 284—1986β-γ闪烁法测定岩、矿粉末样品中的铀100.EJ 285—1986二氧化钚(机密)101.EJ 286—1992无损检验用铱-192γ源102.EJ/T 287—2000氚内照射剂量估算及评价方法103.EJ 287—19877692—2000104.EJ/T 296.2—1987尿中微量铀的分析方法激光液体荧光法105.EJ/T 297.1—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法总则及一般规定106.EJ/T 297.2—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法二氧化硅量的测定107.EJ/T 297.3—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法全铁量的测定108.EJ/T 297.4—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法三氧化二铝量的测定109.EJ/T 297.5—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化钙量的测定110.EJ/T 297.6—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化镁量的测定111.EJ/T 297.7—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化锰量的测定112.EJ/T 297.8—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法二氧化钛量的测定113.EJ/T 297.9—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法五氧化二磷量的测定114.EJ/T 297.10—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化钾量的测定115.EJ/T 297.11—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化钠量的测定116.EJ/T 297.12—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法总硫量的测定117.EJ/T 297.13—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氟量的测定118.EJ/T 298—1987人体甲状腺摄碘率测定仪探头技术要求119.EJ/T 299—1988铀矿床水文地质勘探规范120.EJ 300—1987核电厂辐射工作人员的医学监督规定121.EJ/T 301—1987铀矿山生产探矿规程122.EJ/T 302—1987铀矿山补充地质勘探规程123.EJ/T 303—19941 L六氟化铀容器124.EJ/T 304—199460 L六氟化铀容器125.EJ/T 305—1994300 L六氟化铀容器126.EJ/T 306—19941 000 L六氟化铀容器127.EJ/T 307—1996六氟化铀容器使用规定128.EJ/T 308—1987钚内照射剂量估算及评价方法129.EJ/T 311—1994压水堆核电厂工程设计用文字代号和图形符号130.EJ 312—1988压水堆核电厂运行及事故工况分类131.EJ 313—1988压水堆核电厂系统部件安全等级的划分132.EJ/T 314—1988压水堆核电厂事故分析安全判据133.EJ/T 315—1988压水堆核电厂与环境有关的事故分析方法134.EJ/T 316—1988压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则135.EJ/T 317—1998压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则136.EJ/T 318—1992压水堆核电厂反应堆设计准则137.EJ/T 319—1992压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则138.EJ/T 320—1998压水堆核电厂反应堆结构总体设计准则139.EJ/T 321—1998压水堆核电厂堆内构件设计准则140.EJ/T 322—1994压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则141.EJ/T 323—1998压水堆核电厂燃料组件设计准则142.EJ/T 324—1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则143.EJ/T 325—1988压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则144.EJ/T 327—1988压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则145.EJ/T 328—1988压水堆核电厂余热排出系统设计准则146.EJ/T 330—1998压水堆核电厂控制室撤离设计准则147.EJ/T 331—1992失水事故后流体系统的安全壳隔离装置148.EJ/T 332—1988压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则149.EJ/T 333—1988压水堆核电厂控制棒驱动机构设计准则150.EJ/T 335—1998轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则151.EJ/T 336—1988压水堆核电厂核供汽系统布置准则152.EJ/T 337—1988压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则153.EJ/T 338—1988压水堆核电厂核供汽系统疏水和放气设计准则154.EJ/T 339—1988压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则155.EJ/T 340—1988压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房接口设计准则ML 156.EJ/T 341—1998压水堆核电厂核蒸汽供应系统补给水要求157.EJ/T 342—1988压水堆核电厂核供汽系统供氮、供氢、供氧的要求158.EJ/T 343—1988压水堆核电厂与安全有关的冷却水系统设计准则159.EJ/T 344—1988压水堆核电厂电缆敷射和隔离准则160.EJ/T 345—1988压水堆核电厂水化学技术条件161.EJ 346—1988粒子加速器工程设施辐射防护设计规范162.EJ 348—1988铀矿冶辐射防护设计规定163.EJ/T 349.1—1988岩石中微量铀、钍分析方法总则及一般规定164.EJ/T 349.2—1988岩石中微量铀的分析方法165.EJ/T 349.3—1997岩石中微量钍的分析方法166.EJ/T 349.4—1998岩石中微量铀、钍的测定P350吸附树脂萃取色层连续分离分光光度法167.EJ/T 350—1994740 L六氟化铀容器168.EJ/T 353—19881∶20万铀矿遥感地质技术规定169.EJ/T 354—1994定标器170.EJ 355—1988X、γ外照射个人剂量监测质量保证规定171.EJ 359—1989铀矿井排氡通风技术规范172.EJ/T 360—1989铀矿井排氡子体风量计算方法0173.EJ/T 362—1989核燃料化学分析方法标准编写通则174.EJ/T 363—1998地面伽玛能谱测量规范175.EJ/T 364—1993电压幅度甄别器176.EJ 366—1989铀矿石地质数据采集格式177.EJ/T 367—1989高效空气粒子过滤器技术条件178.EJ/T 368—1989高效空气粒子过滤器性能试验方法179.EJ/T 369—1989耐火高效空气过滤纸技术条件180.EJ/T 370—1989铀矿石计量站γ快速分析总则181.EJ/T 371—1989铀矿石矿车计量站γ快速分析182.EJ/T 372—1989铀矿石汽车计量站γ快速分析183.EJ/T 373—1989铀矿石火车计量站γ快速分析184.EJ/T 374—1989铀矿石皮带计量站γ快速分析185.EJ 375—1989内照射个人监测规定186.EJ/T 376—1989铯 137内照射剂量估算与评价方法187.EJ/T 378—1989铀矿山空气中氡及氡子体测定方法188.EJ 380—1989开放型放射性物质实验室辐射防护设计规范ML189.EJ 381—1989电离辐射工作场所监测的一般规定190.EJ/T 382—1989核电厂环境辐射监测规定191.EJ/T 383—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计瞬态规定192.EJ/T 384—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道安装技术条件193.EJ/T 385—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全壳通风系统194.EJ/T 386—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全有关的通风管道支架设计规定195.EJ/T 387—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统调试阶段清洗技术条件196.EJ/T 388—1989三十万千瓦压水堆核电厂蒸汽发生器氦气检漏技术条件197.EJ/T 389—1989三十万千瓦压水堆核电厂稳压器技术条件198.EJ/T 390—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级离心泵技术条件199.EJ/T 391—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全三级离心泵技术条件200.EJ/T 392—1989三十万千瓦压水堆核电厂一级设备支承件设计规定EJ/T 393—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统安全四级管道安装技术条件201.EJ/T 394—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统管道支吊架制造和验收技术条件202.EJ/T 395—1989三十万千瓦压水堆核电厂阀门电动装置技术条件203.EJ/T 396—1989三十万千瓦压水堆核电厂电动阀门动作试验要求204.EJ/T 397—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路辅助系统过滤器滤芯制造验收技术条件205.EJ/T 398—1989三十万千瓦压水堆核电厂稳压器电加热器技术条件206.EJ/T399—1989三十万千瓦压水堆核电厂工艺系统辅助设备安装技术条件207.EJ/T 400—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆厂房二回路系统管道安装技术条件208.EJ/T 402—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全壳喷淋嘴及管接头的制造、试验和验收技术条件209.EJ/T 403—1999压水堆核电厂一回路系统大口径电弧焊接不锈钢卷制钢管及管件技术条件210.EJ/T 404—1999压水堆核电厂一回路系统无缝对接焊不锈钢管件技术条件211.EJ/T 405—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路不锈钢阀门通用技术条件212.EJ/T 406—1999压水堆核电厂一回路系统不锈钢管中频弯管技术条件213.EJ/T 407—1999压水堆核电厂不锈钢热轧钢板技术条件214.EJ/T 408—1999压水堆核电厂堆内构件用不锈钢热轧钢管技术条件 215.EJ/T 409—1999压水堆核电厂不锈钢棒材技术条件216.EJ/T 410—1999压水堆核电厂一回路工艺系统冷轧、冷拔无缝不锈钢管技术条件217.EJ/T 411—1999压水堆核电厂安全一级压力容器用218.EJ/T 412—1999压水堆核电厂安全二级压力容器用16MnHR钢板技术条件219.EJ/T 413—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统管道及设备保温层施工技术条件220.EJ/T 414—1989三十万千瓦压水堆核电厂正常排风系统空气净化装置设计规定221.EJ/T 415—1989三十万千瓦压水堆核电厂专设安全设施空气净化装置设计规定222.EJ/T416—1989三十万千瓦压水堆核电厂管道系统标色规定223.EJ/T 417—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级泵、三级泵包装技术条件224.EJ/T 418—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级泵、三级泵清洁度和清洗工艺技术条件225.EJ/T 419—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级泵、三级泵涂装工艺技术条件ML226.EJ/T 420—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全重要土建结构抗龙卷风设计规定227.EJ/T 421—1989三十万千瓦压水堆核电厂核级高效碘吸附器228.EJ/T 422—1989三十万千瓦压水堆核电厂晶闸管筛选及老化标准229.EJ/T 424—1994 3立方米六氟化铀容器230.EJ/T 426—1989井口机械机组231.EJ/T 427—1989六氟化铀中烃含氯烃和部分取代卤代烃的测定232.EJ/T 428—1989环境核辐射监测中土壤样品采集与制备的一般规定233.EJ 430—1989核工业信息分类编码的基本原则及标准的编写方法234.EJ 431—1989中国核工业总公司单位代码(机密)235.EJ 432—1989铀矿冶辐射环境监测规定236.EJ/T 433—1989核供汽系统的设备清洗和包装要求237.EJ/T 434—1989核供汽系统设备在贮存建造安装和启动期间的清洁度要求238.EJ/T 435—1989放射性污染防护服的设计、检验、选择和使用239.EJ/T 436—1989核仪器可靠性试验240.EJ 441—1989肾功能仪准直探头241.EJ/T 442—1998核电厂操纵员培训及考试用模拟机242.EJ/T 443—1997铀矿石浓缩物包装桶技术条件243.EJ/T 444—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆核设计内容的规定244.EJ/T 445—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应性和功率分布异常分析245.EJ/T 446—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆物理启动试验246.EJ/T 447—1989三十万千瓦压水堆核电厂蒸汽发生器制造和验收技术条件247.EJ/T 448—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆冷却剂泵技术条件EJ/T 449—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆主系统设备及其支承件安装准则248.EJ/T 450—1989三十万千瓦压水堆核电厂设备及材料现场贮存管理规定249.EJ/T 451—1989三十万千瓦压水堆核电厂地下金属构筑物区域性阴极保护设计规范250.EJ/T 452—1989三十万千瓦压水堆核电厂地下金属构筑物区域性阴极保护系统调试运行准则251. EJ/T 453—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级、三级压力容器的油漆、包装和运输技术条件252.EJ/T 454—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路主、辅系统安全一级、二级、三级管道安装技术条件253.EJ/T 455—1989三十万千瓦压水堆核电厂不锈钢管道焊接接头型式254.EJ/T 457—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全一级压力容器用手工电弧焊焊条技术条件255.EJ/T 459—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全有关传感器和变送器的安装和布置256.EJ/T 460—1989三十万千瓦压水堆核电厂与安全有关工艺系统连接的仪表信号管路257.EJ/T 461—1989三十万千瓦压水堆核电厂电缆、屏、台、盘编号规定258.EJ/T 463—1999压水堆核电厂镍铬铁合金棒材 169A锻棒、600合金棒材技术条件259.EJ/T 464—1989三十万千瓦压水堆核电厂镍铬铁合金棒材技术条件260.EJ/T 465—1999压水堆核电厂马氏体时效不锈钢锻棒技术条件 261.EJ/T 466—1999压水堆核电厂安全二级压力容器用16Mn、15MnNi钢锻件技术条件262.EJ/T 468—1999压水堆核电厂不锈钢锻件技术条件263.EJ/T 469—1999压水堆核电厂安全一级设备主螺栓材料技术条件264.EJ/T 470—1999压水堆核电厂GH4169A合金冷轧带材技术条件 265.EJ/T 471—1999压水堆核电厂GH4169A合金“O”形环技术条件 266.EJ/T 472—1999压水堆核电厂燃料组件定位格架用600号镍基钎料技术条件267.EJ/T 473—2000压水堆核电厂蒸汽发生器镍铁铬合金传热管技术条件268.EJ/T 474—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆压力容器金属箔保温层技术条件269.EJ/T 475—1989三十万千瓦压水堆核电厂控制棒导向管设计规定270.EJ/T 476—1989三十万千瓦压水堆核电厂可燃毒物技术条件271.EJ/T 477—1989三十万千瓦压水堆核电厂阻力塞组件设计272.EJ/T 478—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆压力容器顶盖组件273.EJ/T 479—1989三十万千瓦压水堆核电厂调节阀的选用和设计274.EJ/T 480—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统施工设计规定275.EJ/T 481—1999压水堆核电厂镍基合金弹簧丝技术条件276.EJ/T 482—1989三十万千瓦压水堆核电厂管系强度分析277.EJ/T 483—1989三十万千瓦压水堆核电厂压力容器技术文编制准则278.EJ/T 484—1989三十万千瓦压水堆核电厂厂区土壤腐蚀性勘测与评定279.EJ/T 486—1999压水堆核电厂超低碳奥氏体不锈钢堆焊材料技术条件280.EJ/T 488—1989三十万千瓦压水堆核电厂混凝土安全壳结构完整性试验和泄漏率试验281.EJ/T 489—1989三十万千瓦压水堆核电厂辐射监测系统安装技术条件282.EJ/T 490—1989三十万千瓦压水堆核电厂辐射监测系统管道和设备清洗技术条件283.EJ/T 491—1989三十万千瓦压水堆核电厂蒸气发生器管子支承板和流量分配板技术条件284.EJ/T 492—1989三十万千瓦压水堆核电厂核设施防护涂层的质量保证285.EJ/T 493—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆堆芯中子通量测量系统管系设计规定286.EJ/T 494—1999压水堆核电厂堆内构件压紧弹性环锻件技术条件 287.EJ/T 495—1989三十万千瓦压水堆核电厂燃料棒设计规定288.EJ/T 496—1989三十万千瓦压水堆核电厂定位格架设计和制造规定289.EJ/T 497—1989三十万千瓦压水堆核电厂燃料组件设计规定290.EJ/T 498—1989三十万千瓦压水堆核电厂控制棒组件设计和制造技术条件291.EJ/T 499—1989三十万千瓦压水堆核电厂一次中子源棒设计和制造技术条件292.EJ/T 500—1989三十万千瓦压水堆核电厂二次中子源组件设计和制造技术条件293.EJ/T 503—1990三十万千瓦压水堆核电厂反应堆堆内构件设计和制造技术条件294.EJ/T 504—1990三十万千瓦压水堆核电厂安全级电子元器件老化筛选和降额使用295.EJ/T 506—1990三十万千瓦压水堆核电厂控制棒驱动机构设计规定296.EJ/T 508—1990三十万千瓦压水堆核电厂防护涂层规范297.EJ/T 509—1990三十万千瓦压水堆核电厂安全壳内的设施、设备的防护涂层298.EJ/T 510—1990铈-144内照射剂量估算及评价方法299.EJ/T 511—1991碘-131内照射剂量估算及评价方法300.EJ/T 512—1990辐射事故应急医学处理设施和装备的规定301.EJ/T 513—1990放射性污染防护手套302.EJ/T 514—1990研究性反应堆建物采暖、通风与空气净化系统设计规范303.EJ/T 515—1990受权的检查机构在役检验、主检验员和资格和责任304.EJ/T 516—1990核电厂检查、检验和试验人员资格305.EJ/T 517—1990压水堆核电厂建造期间机械物项安装、检查及试验的质量保证要求306.EJ/T 518—1998核电厂安全级电动机控制中心质量鉴定307.EJ 519—1990核电厂安全级电力系统运行前试验大纲编制导则308.EJ/T520—1990生物化学发光测试仪309.EJ 521—1990铀矿冶辐射环境质量评价规定310.EJ/T 522—1990铀矿冶辐射防护仪器检修试质量标准311.EJ/T 523—1990高纯三碳酸铀酰铵312.EJ/T 524—1990二氧化铀313.EJ/T 525.2—1999核电厂用铅酸蓄电池第2部分：安装设计和安装准则314.EJ/T 525.4—1997核电厂用铅酸蓄电池第4部分：维护、试验和更换方法315.EJ/T 526—1990铀矿石和铀化合物的安全运输规定316.EJ/T 527—1990环境辐射监测中生物采样和基本规定317.EJ 528—1998核仪器安全通用要求318.EJ/T 529—1990用于核电厂安全重要系统数字计算机319.EJ 530—1990核电厂安全级仪表和电气设备的设计和制造的质量保证大纲要求320.EJ 531—1990核电厂安全级阀门驱动装置的鉴定321.EJ/T 532—1990低、中水平放射性固体废物暂时贮存库安全分析报告要求322.EJ/T 533—1990核工业质量管理手册编写指南323.EJ/T 534—1991核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装324.EJ/T 535—1991离子感烟火灾探测器用镅-241α源环境试验325.EJ/T 536—1991钚-239α参考源326.EJ/T 537—1991钷-147辐射发光粉327.EJ/T 538—1991镅-241α参考源328.EJ 539—1991密封放源批量产品的检验抽样标准329.EJ 540—1991铀矿冶、铀同位素分离、燃料元件制造和后处理术语330.EJ/T 541—1991铀三硅二-铝板型燃料组件技术条件331.EJ/T 542—1991烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块技术条件332.EJ/T 543—1991核级三氧化二钆粉末技术条件333.EJ/T 544—1991三碳酸铀酰铵产品和取样仲裁方法334.EJ/T 545—1991三碳酸铀酰铵中水分的测定卡尔·费休尔滴定法335.EJ/T 546—1991岩石矿物钐钕等时年龄测定336.EJ/T 547—1991含铀岩石中铅的测定火焰原子吸收分光度法337.EJ/T 548—1991含铀岩石中微量铜的测定示波极谱法338.EJ/T 549—1991含铀岩石中微量锌的测定示波极谱法339.EJ/T 550—2000土壤、岩石等样品中铀的测定激光荧光法340.EJ/T 551—1991铀矿资源评价规范341.EJ/T 552—1991铀矿山水文地质工程地质规程342.EJ/T 553—1991矿物晶胞参数的测定粉末X射线衍射法343.EJ/T 554—1991五氟化溴法测定石英单矿物氧同位素344.EJ 555—1991过量受照人员的应急医学处理规定345.EJ 556—1999核安全与辐射安全文件格式与内容标准的编制规定 346.EJ/T 557—1991核电厂场内应急计划的标准格式与内容347.EJ/T 558—1991牛奶中氘的测定方法348.EJ/T 559—199核供热站设计安全原则和基本要求349.EJ/T 560—199反应堆压力容器材料辐照监督要求350.EJ/T 561—199压水堆停堆冷却准则351.EJ/T 562—1991核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则352.EJ/T 563—1999压水堆重新装料后的物理启动试验353.EJ/T 564—1991核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护要求354.EJ/T 565—1991乏燃料运输容器技术条件355.EJ/T 566—1991主从机械手通用技术条件356.EJ 567—1991核反应堆仪表术语357.EJ 568—1991核仪器仪表分类与代码358.EJ 569—1991核辐射探测器分类与代码359.EJ 570—1999压水堆安全重要流体系统单一故障准则360.EJ 571—1991核电厂保卫系统电气设备准则361.EJ/T 572—1991核电厂安全系统设备设计鉴定362.EJ/T 573—1991核电厂安全级蓄电池质量鉴定363.EJ 574—1991核电厂安全级控制仪表盘(屏)和机架的设计与鉴定364.EJ 575—1991核电厂中使用的测量和试验设备校准与管理的技术要求365.EJ/T 576—1991多道幅度分析器类型、主要性能和技术要求366.EJ/T 577—1991多道分析器作为多路定标器时的测试方法367.EJ/T 579—1991紫外盖革弥勒计数管368.EJ/T 580—1991穆斯堡尔谱仪369.EJ/T 581—1991计数率测量系统中与计数率表配套的部件特性和测试方法370.EJ/T 582—1991统计涨落技术仪表特性和测试方法371.EJ/T 583—1991轻便型γ测井仪372.EJ/T 584—1994勘探用便携式γ辐射仪和γ能谱仪373.EJ/T 585—1991车载γ能谱测量系统374.EJ/T 586—1991固定式个人表面污染α和β辐射、监测装置375.EJ 587—1991放射性气溶胶污染测量仪和监测仪376.EJ 588—1991核燃料后处理厂退役辐射防护规定377.EJ/T 589—1999压水堆核电厂安全壳密封性试验378.EJ/T 590—1991核电厂安全级电路电缆通道系统设计安装和鉴定准则379.EJ/T 591—1991单位分离功电耗计算方法380.EJ/T 592—1991三碳酸铀酰铵产品综合能耗计算方法381.EJ/T 593—1991铀矿床工业指标制定原则和方法的规定382.EJ/T 594—1991钨钼等元素在线分析仪技术条件383.EJ/T 595—1991数字显示报警仪技术条件384.EJ/T 596—1991溶解氧分析器385.EJ/T 597—1991磁浮子液位计386.EJ/T 598—1991双管电磁流量计技术条件387.EJ 603—1991试验堆安全系统准则388.EJ 604—1991标准核仪器插件、机箱通用技术条件389.EJ/T 605—1991氡及其子体测量规范390.EJ/T 606—1991压水堆核电厂反应堆压力容器焊缝超声波在役检查391.EJ/T 607—1991安全二、三级钢制压力容器技术条件392.EJ/T 608—1991压水堆核电厂新燃料组件运输容器通用技术条件393.EJ/T 609—1991核电厂保护系统电气插件型式检验准则394.EJ/T 610—1991盖革弥勒计数管总规范395.EJ/T 611—1991γ测井规范396.EJ/T 612—1991核电厂场外应急计划的标准格式与内容397.EJ/T 613—1991铀矿冶设施安全分析报告的标准格式与内容398.EJ 614—1991铀矿冶工作人员辐射防护监测规定399.EJ/T 615—1991钡 131示踪测井微球400.EJ/T 616—1991三碳酸铀酰铵产品的常规取样方法401.EJ/T 617—1991核工业科学和工程计算机程序验证和确认指南402.EJ/T 618—1991核工业产品设计评审规范403.EJ/T 619—1991核级容器制造质量保证404.EJ/T 620—1991核工业无损检测质量控制规范405.EJ/T 621—1991核工业产品工艺评审规范406.EJ 622—1992反应堆燃料元件术语407.EJ623—1992铀加工和核燃料元件制造厂的职业辐射监测规定408.EJ/T 624—1992氘靶409.EJ 625—1992核电厂备用电源用柴油发电机组准则410.EJ 626—1992核电厂电器、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求411.EJ 627—1992保护动作的手动触发412.EJ/T 628—1999核电厂安全级连续工作制电动机的质量鉴定413.EJ/T 629—1992压水堆燃料组件机械设计和评价414.EJ/T 630—1992Ｘ、γ辐射个人剂量报警仪415.EJ/T 631—1992放射性气溶胶采样器416.EJ/T 632—1992反应性仪特性和测试方法417.EJ/T 633—1992管激发能量色散X荧光分析仪418.EJ/T 634—1992核探测器用直流高压稳压电源419.EJ/T 635—1992压水堆核电厂硼回收系统设计准则420.EJ/T 636—1992核电厂厂址选择辐射防护要求421.EJ/T 637—1992核电厂安全有关通信系统422.EJ/T 638—1992核电厂控制室综合体的设计准则423.EJ/T 639—1992核电厂安全级电力系统及设备保护准则424.EJ/T 640—1992核电厂备用电源柴油发电机组定期试验425.EJ/T 641—1992核电厂大型铅酸蓄电池容量的确定426.EJ/T 642—1992核电厂管道电热系统设计和安装427.EJ/T 643—1992核电厂维修工作程序的制定和实施428.EJ/T 644—1992核工业计算机软件开发规范429.EJ/T 645—1992核工业计算机软件需求分析指南430.EJ/T 646—1992核工业计算机软件开发文档编制指南431.EJ/T 647—1994金属用工业离子注入机432.EJ/T 649—1992核电厂电缆系统设计及安装准则433.EJ/T 651—1992气相色谱用镍-６３β放射源434.EJ 652—1992氘气F48435.EJ/T 653—1998高通量工程试验反应堆燃料组件技术条件436.EJ/T 654—1992核工业铀水冶质量控制规范437.EJ/T 655—1992核工业铀纯化质量控制规范438.EJ/T 656—1999γ谱仪用系列点标准源439.EJ 657.1—1992中国档案分类法核工业档案分类与代码440.EJ 657.2—1992中国档案分类法核工业档案专用综合复分表。
核电站主蒸汽和主给水高能管道假想破口载荷分析及防甩击限制器优化设计
1 +
1+
8 3
F My
m µ
+
le
(12)
3.3.3 应力强化长度 Le 在大变形情况下，需要考虑应力强化的影响。此时，应力强化长度 Le 为：
Le
=
3M pe 2f
1 +
1+
8 3
F My
m µ
+
le
(13)
3.4 管道变形状态与旋转点位置确定 在喷射力作用下，直管段因支点位置不同而处于不同的状态。特征长度确定之后，可以根据直
(1)
式中：Sa——持续载荷加偶然载荷； Se——热膨胀载荷； Sh——设计温度下材料的许用应力值。
2.1.1 持续载荷加偶然载荷（Eq.10） 在压力、重量、其他持续机械载荷以及偶然载荷（地震等）的作用下，管道应力必须满足：
Sa
=
Pmax D0 4t
+ 0.75i
MA
+ Z
MB
≤ 1.2Sh
(2)
本文从核电站高能管道破口类型及防护措施等基本要求出发，根据推导出的简化力学模型，给 出假想高能管道破口喷射力、喷射动能和特征长度的计算方法，按照核二级管道假想破口准则给出 VVP 系统假想破口位置，并在此基础上提出了一种适用于 VVP & ARE 系统 H 形和 U 形防甩击限制 器设计与校核的双线性优化计算方法。深入理解、准确掌握和灵活运用这一方法，对于突破国外技 术封锁、实现此类产品的国产化具有重要参考意义。
高能管道假想破损类型包括环向破裂（亦称周向破裂）、纵向破裂和泄漏裂缝。根据管道直径的 不同，设计中考虑的假想破损类型所有不同。
作者简介：张兴田（1954—），男，四川省绵阳人，研究员级高级工程师，1977 年毕业于清华大学，现任核电秦山联 营有限公司副总工程师
防止核电厂重大事故的重点要求
防止核电厂重大事故的重点要求中国核工业集团公司目录前言一、防止核泄漏事故二、防止反应性事故三、防止反应堆冷却剂系统失水（以下简称）事故四、防止蒸汽发生器（以下简称）传热管破裂事故五、防止最终热阱丧失事故六、防止主蒸汽、主给水管道破裂事故七、防止主系统异物事故八、防止燃料跌落事故九、防止超剂量事故十、防止放射性物质丢失事故十一、防止放射性物质超限值排放事故十二、防止放射性物质运输的意外事故十三、防止重水大量泄漏事故事故十四、防止火灾事故十五、防止台风暴雨袭击造成的水淹、垮坝、厂房坍塌等事故十六、防止汽机超速和轴系断裂事故十七、防止汽轮机大轴弯曲和轴瓦烧损事故十八、防止发电机损坏事故十九、防止大型变压器损坏事故二十、防止电气误操作事故二十一、防止压力容器爆破事故二十二、防止分散控制系统()失灵、热工保护拒动事故二十三、防止接地网事故二十四、防止人身伤亡事故二十五、预防恐怖活动的措施前言核电站必须贯彻落实“安全第一、预防为主”的方针，以确保核电站安全发电运行，保证工作人员和公众安全，保护环境，保护投资者的资产免遭损失。
为进一步强化和规范运行核电站的安全管理，有重点地防止重大恶性事故发生，参按照国家有关法律、法规，结合核电站的特点，特制订制定“防止核电站二十五项重大事故的重点要求。
”。
核电站必须建立安全生产保证体系和安全生产监督体系，把各项要求落实到实处，以防止核电站重大事故的发生。
一、防止核泄漏事故核泄漏事件是指核电站内放射性物质失控排放到环境中去的运行事件。
运行核电站必须严格遵守《中华人民共和国安全生产法》、《中华人民共和国环境保护法》、中华人民共和国核安全法规和导则、核电站《技术规格书》等的相关要求，防止核泄漏事故的发生，重点要求如下：核电站安全运行管理总则核电站运行管理必须贯彻安全第一的方针；必须有足够的措施保证质量，保证安全运行，预防核事故，限制可能产生的有害影响；必须保障工作人员、公众和环境不致遭到超过国家规定限值的辐射照射和污染，并将辐射照射和污染减至可以合理达到的尽量低的水平；核电站必须接受国家核安全局的核安全监督，并及时、如实地报告安全状况，提供有关资料，并对所营运的核设施的安全、核材料的安全、工作人员和群众以及环境的安全承担全面责任；应根据《核电厂质量保证安全规定》（）及其相关导则编制核电站《运行质量保证大纲》，建立有效的质量保证体系，确保从事核安全相关的工作人员履行各自的职责，保证各自工作的质量；核电站运行必须严格遵守《核电厂运行安全规定》（），执行《核电厂安全运行管理》（）的要求；应建立正常、异常和事故处理运行规程，所有工作人员必须按照规程执行规定的操作；必须按照批准大纲的要求对为安全运行所必需的构筑物、系统和部件进行定期维修、试验、检验和检查，并根据维修、试验、检验和检查等活动及国内外同行交流的经验对规定的大纲进行评价和修订；必须制定保持反应堆堆芯管理、核燃料性能、核燃料和堆芯部件操作等的管理程序，并对堆芯状况进行监测和记录；必须建立包括构筑物、系统和部件、运行限值和条件、规程和程序及其“修改”制度和实施程序，保证上述修改不会影响到国家核安全局的安全要求；应严格遵守核电站《技术规格书》中的运行限值和条件以及监督要求；保证核电站设计的纵深防御三道屏障不会遭到破坏；应根据《核电厂换料、修改和事故停堆管理》（）的要求，编制核电站换料检修和事故停堆管理制度和实施程序，保证换料检修期间的运行安全和事故停堆的原因分析、纠正措施的落实应加强对核电站放射性排出流和放射性废物的管理，保证放射性排出流在不超过国家规定的排放限值的基础上能够符合合理可行尽量低的原则；应加强核电站保卫工作，保证核电站实体保护系统的设计功能，保证核电站出入人员和货物的有效控制，使核电站设计的技防和人防有机结合，确保放射性物质不会遭到破坏和非法转移；应建立和保持所有与放射性相关的活动的完整质量记录体系，确保工作质量符合工作开展前制订的质量标准；所有从事放射性相关工作的人员必须遵守核电站辐射防护管理规定和实施程序的要求，在保证完成必要的会导致辐射照射的活动的同时，使工作人员所受照射保持在合理可行尽量低的水平；应对从事放射性工作的人员不断进行技能培训（初次培训和再培训），保证其有熟练和充分的技能来完成自己的工作；应在运行核电站中不断推进核安全文化建设，使所有在核电站内的工作人员都能正确处理安全与其他方面工作的关系，在质疑、谨慎的工作态度下，按照核电站管理制度和程序完成自身的工作，确保核电站的安全生命线；应建立健全核电站经验反馈体系，保证内部出现的各类事件能够得到报告、分析和纠正。