NB／T 20440-2017 标准规范下载简介
NB／T 20440-2017 压水堆核电厂反应堆压力容器 防止快速断裂评定准则简介：
NB/T 20440-2017 是中国国家能源局发布的关于“压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则”的标准。这份标准主要针对的是核电厂中最重要的安全设备之一——反应堆压力容器。其主要目的是确保压力容器在极端工况下，如事故工况，能够保持结构完整性，防止快速断裂，从而保证核电厂的安全运行。
该标准详细规定了反应堆压力容器的设计、制造、检验、试验以及运行维护等方面的要求，包括材料的选择、焊接工艺、无损检测、热处理、力学性能测试等。同时，也规定了断裂力学分析、压力容器的损伤容限评估、脆性断裂风险评估等关键环节的技术要求。
快速断裂是一种材料在受到突然或高强度应力作用时，短时间内发生的断裂现象，对核电厂的安全构成严重威胁。因此，这份标准非常强调对压力容器的全面评估，以预防可能出现的快速断裂。
总的来说，NB/T 20440-2017 是一套全面而严格的评定准则，其目的是确保压水堆核电厂反应堆压力容器的安全性，保障核能的可持续发展和公共安全。
NB／T 20440-2017 压水堆核电厂反应堆压力容器 防止快速断裂评定准则部分内容预览：
轴向裂纹表面点处影响
采用5.2方法时，在不同温度下进行材料静态断裂韧性试验，Kic由所测定的静态临界值K,的下 图6为其下包络线，即铁素体钢的Kic一T’关系曲线（T’=T一RTNDr），除另有证明外，曲线1 于基准材料（室温下最小规定屈服强度Sumin≤345MPa）。图6曲线的解析式为：
Kic—静态断裂韧性，MPaVm； T裂尖温度，℃； RTNDT—根据附录A确定，C。 如果铁素体材料在转变区的参考温度T。已知，T。可以根据NB/T20292一2014的试验方法确。如果 核电厂管理当局允许，RTNDT可以被参考温度RT替换使用，参考温度RTo=To十19℃。当材料可能遭 受辐照，应对所考虑部位计入辐照效应。
NB/T204402017
GB∕T 51278-2018 数字蜂窝移动通信网LTE工程技术标准图6适用于方法一的材料静态断裂韧性
采用5.3方法时，图7给出了静态断裂韧性Kic下包络线。图7中Kic曲
式中： Kic——静态断裂韧性，MPaVm： T——裂尖温度，单位℃；
Kic—静态断裂韧性，MPam： T——裂尖温度，单位℃： RTNDI—根据附录B确定，单位℃。
图7适用于方法二的材料静态断裂韧性
表7给出了材料延性断裂启裂断裂韧性KJc的数值，当温度参数介于50℃和200℃之间，可以进 插值获得KIC
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表7延性断裂启裂断裂韧性K
A.1RTNDr计算方法
采用5.2方法时，预计的RTNDr可按下法计算：
△RTNDT——基准温度的平均升高值，℃； M一裕度，℃。
NB/T204402017
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RTwr = RTnpr(n + ARTwr + M
RTwrn +ARTnnt + M .
CF化学系数，是铜、镍含量重量百分比的函数，由表A.1和表A.2给出，中间值可线性内 适用资料，可取铜为0.35%，镍为1.0%，℃； f——容器壁厚任何深度处的快中子注量，10ln/cm²(E>1MeV)。
M =2/o, +0?
0—对于RTND7的标准差，如果所考虑材料的测量值合用，由试验方法的精度确定；如果不合用， 而是使用该级别材料的总平均值时，则o是对一组用来求取平均值的数据求得的标准差： A——对于RTDr的标准差。对焊缝取为16℃，对于母材取为9℃，但α不能超过ARTNDr平均值的
夏比上平台能量作为快中子注量和铜含量的函数，可按图A.2确定其下降的百分比，并允许线
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用于具有最小额定屈服强度为345MPa（包括焊缝和热影响区）的铁素体钢材料。
A.3.2辐照温度限制
义辐照温度在274℃到310℃之间有效。
当快中子注量水平，铜、镍含量超出图A.1，表A.1及表A.2中范围或材料化学成分不同时便 法，应提交论证数据。
A.4预计的RTN的校核
预计的RTND7值应按辐照监督大纲的实测数据加以校核。若当电厂的实测值高于预测值时 压力容器的防快速断裂应重新评价
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表A.1焊缝金属的化学系数，℃
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表A.1焊缝金属的化学系数，C（续）
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表A.2母材金属的化学系数，C
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表A. 2 母材金属的化学系数，℃（续》
图A.1注量与注量因子关系曲线
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图A.2上平台能量与铜含量及快中子注量关系曲线
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采用5.3方法时,无延性转变温度RTNDr可由下式计算：
式中： RTNDTO) 材料的初始参考无延性转变温度； △RTNDT 一转变温度增量2014年一级建造师考试《建设工程经济》冲刺班串讲讲义（47页），可由下式计算得到：
附录B （资料性附录） 方法二的RTNpr计算