ICS 27.120.20 CCS F65 NB 中华人民共和国能源 行业标准 NB/T 20303—2024 代替 NB/T 20303-2014 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 plant 2024 - 09 - 24发布 2025 - 03 - 24实施 国家能源局 发布 NB/T 20303 —2024 I 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 设计原则 ............................................................................ 2 5 荷载和作用 .......................................................................... 3 6 材料 ................................................................................ 3 7 预应力混凝土壳体设计 ................................................................ 4 8 筏板基础设计 ........................................................................ 6 9 钢衬里及锚固系统设计 ................................................................ 6 10 安全壳结构结构整体性试验 .......................................................... 10 附录 A （规范性） 预应力钢束与孔道壁之间的摩擦损失 ............................... 13 附录 B （资料性） 扭切应力计算 ................................................... 14 附录 C （资料性） 确定预应力效应（荷载组合法） ................................... 15 附录 D （资料性） 混凝土弹性压缩损失 ............................................. 16 附录 E （资料性） 应力松弛损失计算 ............................................... 17 NB/T 20303 —2024 II 前言 本文件按照GB/T 1.1—2020 《标准化工作导则 第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定 起草。 本文件代替 NB/T 20303-2014 《压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计规范》。与NB/T 20303 -2014 相比，除编辑性修改外主要技术变化如下： ——修改引用的规范标准（见第 2章）； ——新增并修改部分术语和定义（见第 3章）； ——修改荷载和作用的描述内容，直接引用 NB/T 20105-2019的相关规定（ 见第5章）； ——补充部分材料的要求（见第 6章）； ——修改荷载效应组合的描述内容，直接引用 NB/T 20105-2019的相关规定（ 见第7章）； ——修改预应力混凝土壳体设计中的部分描述内容（见第 7章） ——修改筏板基础设计的描述内容，直接引用 NB/T 20308 的相关规定（见第8 章）； ——修改钢衬里及锚固系统设计的描述内容（见第 9章）； ——修改安全壳结构整体性试验和仪表系统的部分内容（见第 10章）； ——删去安全壳密封试验相关内容； ——修改附录 A中部分内容（见附录 A）； ——删去附录 C中的部分内容（见附录 C）； ——修改附录 D中的部分内容（见附录 D）。 本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本文件由 中国核电发展中心 归口。 本文件起草单位：中国核电工程有限公司 、深圳中广核工程设计有限公司、上海核工程研究设计 院股份有限公司 。 本规范主要起草人： 王黎丽、 张超琦、 孟剑、赵金涛、 董尘、东芳、郭俊营、张卫国、 李玉民、罗 刚、姚迪、路晓晖、李哲 、蓝天云、赵超超、熊猛、肖丹 、陈丹、吴茜婷、 张春龙、唐铭浩、刘昱、刘 远达。 本文件及其所代替文件的历次版本发布情况为： ——1995年首次发布为 EJ/T 926- 1995； ——2014年第一次修订时，标准编号变更为 NB/T 20303-2014； ——本次为第二次修订。 NB/T 20303 —2024 1 压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计规范 1 范围 本文件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、筏板基础设计、钢衬里及其锚固系统设计以及安全壳结构整体性试验的要求。 本文件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 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。 其中， 注日期的引用文件， 仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本 文件。 GB 50009 建筑结构荷载规范 GB 50010— 2010 混凝土结构设计规范（ 2015年版） GB/T 16702 压水堆核电厂核岛机械设备设计规范 JGJ 107 钢筋机械连接技术规程 NB/T 20005.7-2017 压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第7部分：1、2、3级设备用钢板 NB/T 20012 —2019 压水堆核电厂核安全相关混凝土结构设计规范 NB/T 20017 -2021 压水堆核电厂安全壳结构整体性试验 NB/T 20105 —2019 核电厂厂房设计荷载规范 NB/T 20308 压水堆核电厂核安全有关厂房地基基础设计规范 NB/T 20628 —2021 核电厂抗大型商用飞机恶意撞击事件评估准则 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 load effect 由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 load effect combination 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 后张法预应力混凝土 post-prestressed concrete 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 loss of prestressing NB/T 20303 —2024 2 预应力钢束的预应力在张拉、锚固和时间推移过程中逐渐降低的现象。 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 钢衬里 liner 为形成密闭空间附着在混凝土安全壳内的永久性金属薄板。 3.7 预应力锚固系统 anchorage system 在安全壳的设计工作年限 中应能保持钢束的预应力 并将预应力传递到安全壳上所用的永久性锚固 装置。 3.8 托架和附着件 Brackets and Attachments 钢衬里上临时性施工平台的支撑件或螺栓、临时吊耳、永久吊耳、牛腿等构件。 3.9 贯穿件套筒加强板 reinforcing plate of penetration sleeve 加强板指焊接在贯穿件套筒和钢衬里之间的圆环形钢板。 3.10 贯穿件套筒锚固板 anchoring plate of penetration sleeve 锚固板指焊接在贯穿件套筒上预埋在混凝土中的圆环形或长方形钢板。 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