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

NB/T 20440-2017.Assessment criteria for proventing fast rupture of reactor pressure vessel of pressurized water reactor nuclear power plants.
1范围
NB/T 20440规定了设计阶段的压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂的分析方法和评定准则。
NB/T 20440适用于压水堆核电厂钢制铁素体反应堆压力容器。
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,仅所注日期的版本适用于本文件。凡是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.
NB/T 20035-2011 (2014RK)压水堆核电厂 工况分类
NB/T 20292-2014 核电厂用铁素体钢韧脆转变区参考温度T的测试方法
3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1基准缺陷reference flaw
最大的假想缺陷，作为保守性断裂计算的依据。其形状、深度以及长度(根据保守性要求)按壁厚作具体规定。
3.2一次薄膜应力 primary membrane stress
施加载荷产生的截面厚度上平均分布的法向应力，满足外部和内部力与力矩平衡条件，因而其基本特征是非自限的。
3.3一次弯曲应力 primary bending stress
施加载荷产生的沿截面厚度线性分布的法向应力，其性质与3.2相同。
3.4二次薄膜应力secondary membrane stress
由于相邻材料和结构本身约束引起的截面厚度上平均分布的法向应力，结构变形协调的自平衡应力，其基本特征是自限的。

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