NB/T 20367-2015 标准解读

NB能源标准信息

现行

作者:标准下载站
发布时间:2026‑08‑28
1769 字
阅读约 6 分钟

一、核心指标体系梳理

  • 压缩率:规定范围为12%~20%,测试条件为室温(23±2)℃、相对湿度(50±5)%、初始载荷0.5 MPa、保压时间5 min;
  • 回弹率:≥75%,测试方法为卸载至0.05 MPa后测量厚度恢复值,保压时间30 s;
  • 应力松弛率:≤15%,在400℃、初始应力30 MPa、持续加载1000 h条件下测定;
  • 氦气泄漏率:≤1.0×10−8 Pa·m3/s(23℃,1.0 MPa压差下,按ISO 15848-1密封试验方法);
  • 热循环稳定性:经50次(23℃↔400℃,升温/降温速率≤10℃/min,保温时间≥30 min)循环后,压缩率变化量ΔC≤±2.0个百分点;
  • 辐照稳定性:在中子注量Φ=1.0×1022 n/m2(E>0.1 MeV)、γ剂量率10 kGy/h、总吸收剂量100 kGy条件下,回弹率衰减量≤5.0个百分点;
  • 石墨纯度:碳含量≥99.90 wt%,灰分≤0.05 wt%,氯离子≤5 μg/g,硫含量≤10 μg/g(按GB/T 3074.3–2017检测);
  • 密度:1.75~1.85 g/cm3(按GB/T 24526–2009,阿基米德法,浸渍介质为无水乙醇);
  • 抗拉强度:≥12.0 MPa(沿压制方向,试样尺寸25 mm×6 mm×3 mm,加载速率0.5 mm/min);
  • 线胀系数:(3.5~5.0)×10−6 /℃(23~400℃区间,按GB/T 4339–2020测定)。

二、关键参数精准释义

  1. 压缩率定义为(t0 − tc)/t0 × 100%,其中t0为自由状态初始厚度(μm),tc为施加规定应力并保压后测得厚度;测算口径以三点平均值为准,测量精度±0.5 μm;判定依据为单件实测值落入12%~20%区间且极差≤1.5个百分点;
  2. 应力松弛率定义为(σ0 − σt)/σ0 × 100%,σ0为初始加载应力,σt为t=1000 h时实测残余应力;测算口径采用恒位移控制模式,温度波动≤±2℃;判定依据为全程应力-时间曲线拟合后取t=1000 h对应值;
  3. 氦气泄漏率以标准漏孔校准的质谱检漏仪实测,试样预压至设计工况应力(30 MPa)并稳定30 min后测试;判定依据为连续3次独立测量结果均≤1.0×10−8 Pa·m3/s;
  4. 辐照稳定性中“回弹率衰减量”指辐照前后同一样品在相同测试条件(0.05 MPa卸载)下回弹率之差绝对值;辐照须在模拟堆芯能谱环境中完成,中子注量误差≤±5%,γ剂量率偏差≤±10%;
  5. 线胀系数采用差示扫描量热法(DSC)结合热机械分析(TMA),升温程序为23℃→400℃→23℃,升/降温速率均为5℃/min,取首次升温段数据;判定依据为23~400℃区间线性回归斜率。

三、参数合格区间界定

参数名称合格下限合格上限临界值(不合格触发点)
压缩率12.0%20.0%<11.8% 或 >20.2%
回弹率75.0%<74.5%
应力松弛率15.0%>15.5%
氦气泄漏率(Pa·m³/s)1.0×10−8>1.05×10−8
热循环后压缩率变化量|ΔC|2.0个百分点>2.1个百分点
辐照后回弹率衰减量5.0个百分点>5.2个百分点
密度(g/cm³)1.751.85<1.745 或 >1.855

四、参数管控实操建议

  • 日常管控:每批次抽取不少于3件样品进行压缩率、回弹率初检;氦气泄漏率实行100%全检,采用自动夹紧工装确保预紧力偏差≤±0.3 MPa;
  • 数据统计:建立X̄-R控制图,压缩率与回弹率子组容量n=5,控制限UCL/LCL按±3σ计算,每月更新过程能力指数Cpk,要求Cpk≥1.33;
  • 偏差修正:当压缩率连续2批超出16.0%±1.0%中心带时,核查模压温度(应控于280±5℃)及保压时间(应≥90 s);氦气泄漏率超标时,立即停用当前模具,并对石墨粉体粒径分布(D50=25±3 μm)复测;
  • 辐照验证:首供批次必须完成全参数辐照后复测,后续批次每5批抽1批做辐照抽检,辐照样品编号须与原始批次号唯一绑定并存档15年;
  • 热循环试验:采用双腔式高温炉,上下温区独立控温,温度梯度≤1.5℃/cm,循环起始/终止点以试样中心热电偶读数为准,偏差超±1.0℃即中止该循环并标记失效。
标准解读不等同于原文,以标准原文为准

更多解读

标准号标准名称状态发布日期实施日期
NB/T 20353-2015压水堆核电厂松动部件与振动监测系统安装技术规程现行2015-07-012015-12-01
NB/T 20008.3-2012压水堆核电厂用其他材料 第3部分:3级辅助系统泵、阀用铜-铝合金铸件现行2012-01-062012-04-06
NB/T 20008.5-2012压水堆核电厂用其他材料 第5部分:1、2级镍-铬-铁合金热轧板现行2012-01-062012-04-06
NB/T 20005.8-2012压水堆核电厂用碳钢和低合金钢 第8部分:S1、S2级支承件用钢板、型钢和钢棒现行2012-01-062012-04-06
NB/T 20037.10-2017应用于核电厂的一级概率安全评价 第10部分:功率运行抗震裕度评价现行2017-02-102017-07-01
NB/T 20352-2015核电厂安全级电缆热缩附件安装技术规程现行2015-07-012015-12-01
NB/T 20329-2015非能动压水堆核电厂系统/设备代码现行2015-04-022015-09-01
NB/T 20134-2012保证所收集的核电厂可靠性数据质量的导则现行2012-01-062012-04-06
NB/T 20346-2015压水堆核电厂反应堆厂房环形吊车轨道梁制作与安装技术规程现行2015-07-012015-12-01
NB/SH/T 0884-2014柴油机油性能的评定 康明斯ISM法现行2014-06-292014-11-01