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1、核电厂堆芯的安全设计（HAD102/07）HAD102/07核电厂堆芯的安全设计(1989年7月12日国家核安全局批准发布)本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解择1引言- 3 -1.1概述- 3 -1.2范围- 3 -1.3堆芯和有关设备的范围- 3 -2安全设计原则- 4 -2.1总则- 4 -2.2中子物理和热工水力设计的基本考虑- 5 -2.3机械设计的基本考虑- 6 -3堆芯设计要求- 7 -3.1燃料元件和燃料组件- 7 -3.1.1燃料元件的设计要求- 7 -3.1.2燃料组件机械方面的安全设计要求- 9 -3.2冷却剂- 11 -3.2.1轻水- 12 -3.2.2重
2、水- 12 -3.2.3二氧化碳- 12 -3.3慢化剂- 13 -3.3.1轻水- 13 -3.3.2重水- 13 -3.3.3石墨- 14 -3.4反应性控制手段- 15 -3.4.1反应性控制手段的类型- 15 -3.4.2最大反应性价值和反应性引人速率- 15 -3.4.3整体功率和局部功率控制- 16 -3.4.4可燃毒物的影响- 16 -3.4.5辐照效应- 16 -3.5堆芯监测系统- 16 -3.6反应堆停堆手段- 18 -3.6.1停堆手段的类型- 19 -3.6.2可靠性- 19 -3.6.3停堆和保侍停堆的有效性- 20 -3.6.4停堆速率- 21 -3.6.5环境考虑
3、- 22 -3.7堆芯及有关结构- 22 -3.7.1反应堆冷却剂压力边界- 23 -3.7.2反应堆堆芯组件支承结构- 24 -3.7.3燃料组件支承结构- 24 -3.7.4停堆装置和反应性控制装置的导向结构- 24 -3.7.5堆内仪表支承结构- 25 -3.7.6其他堆内构件- 25 -3.7.7退役考虑- 25 -3.8堆芯管理- 25 -3.8.1安全限值- 25 -3.8.2反应堆运行设计资料- 26 -3.8.3反应堆堆芯分析- 26 -3.8.4燃料装卸系统- 27 -3.9瞬态分析和事故分析- 28 -3.9.1假设始发事件- 28 -3.9.2分析- 28 -4鉴定和试验
4、- 29 -4.1设备鉴定- 30 -4.2检查和试验的措施- 30 -5设计、制造和运行的质量保证- 31 -名词解释- 31 -附录I反应性系数- 32 -附录II芯块包壳相互作用- 33 -II.1锆合金包壳- 33 -II.2钢包壳- 34 -附录III设计中对堆芯管理方面的考虑- 35 -III.1功率整形- 35 -III.2堆芯反应性水平和停堆- 36 -附录IV影响堆芯设计的假设始发事件的实例- 37 -1引言1.1概述核电厂设计安全规定（HAF102，以下简称规定）对核电厂堆芯设计提出了必须满足的最低安全要求。因为这些要求是原则性的，所以需要另外有导则来规定具体设计要求。本安
5、全导则为规定的实施提供指导，为反应堆堆芯及反应堆控制提供原则性的设计方法。应该指出，堆芯安全只有在正确地进行设计、制造和运行的条件下才能实现。有关运行方面的问题，可参看核电厂运行安全规定(HAF103)及其有关导则。本导则是指导性文件，在实际工作中可采用不同于本导则规定的方法和方案。但必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案至少具有本导则相同的安全水平，不会对核电厂厂区人员和公众增加风险。1.2范围本导则论述对反应堆堆芯安全设计有重要影响的各方面因素，如中子物理、热工、水力、机械、化学和辐照。本导则适用于目前通用的，采用氧化物燃料的各种类型的热中子反应堆核电厂：改进型气冷雄（AGR）、沸水堆（
6、BWR）、加压重水堆（PHWR）（压力管型和压力容器型）和压水堆（PWR）。本导则论述了组成堆芯及其有关设备的各个部件和系统，还论述了堆芯安全运行以及燃料和其他堆芯部件安全装卸的设计措施。本导则中讨论了堆内构件和安装在反应堆容器上的反应性控制装置和停堆装置。在涉及堆芯设计对反应堆冷却剂、反应堆冷却剂系统和冷却剂压力边界(包括反应堆压力容器)设计要求的可能影响时，考虑的深度只限于阐明与安全导则HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统和其他导则之间的相互关系。对于仪表和控制系统所提供的指导主要限于功能要求方面。1.3堆芯和有关设备的范围本导则涉及下述硬件：堆芯，包括燃料组件和将燃料组件
7、保持在所规定的几何位置上的构件，还包括燃料元件周围的慢化剂和冷却剂；反应性控制和停堆手段，包括中子吸收体(固体的或液体的)及其有关的结构和驱动机构或有关的液体系统部件；支承结构，包括反应堆容器内堆芯的支承结构、流体导向结构（诸如吊篮或压力管型重水堆的压力管)、反应性控制装置用的导向管等；其他堆内构件，诸如仪表管、堆芯监测用的堆内测量仪表、汽水分离器和中子源等。本导则对这些构件仅作扼要的叙述。本导则内，“装置”（停堆装置或反应性控制装置）一词主要是指插入堆芯的实体部件，例如：任何形状、目的和材料的控制棒、用于反应性控制的容纳流体的管子等等。这个词甚至可包括这些部件的驱动机构。和这个词相对应，“手
8、段”（停堆手段或反应性控制手段）一词通常要侧重于表示其功能。2安全设计原则2.1总则规定第四章提出了堆芯设计总的安全导则。本安全导则将依据这些原则给出更详细的设计要求。按规定所述，核电厂设计的安全目标是包容和控制厂区内所有放射性源，以保证厂区人员和公众的安全，以及保持放射性辐照量在合理可行尽量低的水平、并在国家核安全部门规定的限值以内。为达到这些目标，采用纵深防御方法，设置一系列屏障，以阻止放射性物质的逸出，这些屏障是：燃料基体燃料包壳反应堆冷却剂系统压力边界(见安全导则HAD102/08核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统)反应堆安全壳系统（见安全导则HAD102/06核电厂反应堆安全壳系统的
9、设计）。对纵深防御概念更完整的论述(见安全导则HAD102/06核电厂设计中总的安全原则)。堆芯设计要保证在最大可行范围内把放射性物质封闭在燃料基体和燃料包壳内，故对达到上述目标有着重大影响。设计过程要求对中子物理、热工水力、机械和化学等方面作反复考虑。堆芯设计基本特征的技术要求与工程项目的状况有关，如果工程项目涉及新的反应堆设计方案，在确定电厂方案设计技术要求的过程中要考虑上述各方面的相互关系，如果工程项目与以前设计的反应堆变化不大，则可以根据过去的经验较容易地制定主要技术要求，不论哪种情况，在对堆芯设计作详细分析以前，都需要预先选定一些关键因素。它们包括堆芯尺寸、燃料组件的数目及其类型、所
10、要求的运行工况、堆芯硬件所用的材料、所要求的产热量、反应性控制、燃料管理方案，燃料的热功率，通过燃料的冷却剂流量，中子通量峰值。其中有些因素很可能需要根据分析的结果作出修改，因此要有一个反复的分析过程以满足各项要求，从安全角度来看，设计时必须使反应堆功率能安全地得以控制并使堆芯能得到充分冷却，以便使燃料参数在运行工况和事故工况下都能保持在规定的限值内。设计中必须确定一系列假设始发事件（参见附录IV假设始发事件例子），作为反应堆堆芯安全设计和分析的依据。必须根据堆芯冷却能力、燃料元件和堆芯有关设备的完整性，以及堆芯反应性变化等来分析各种假设始发事件的后果。反应堆堆芯安全设计的主要目标是控制放射性
11、物质从燃料元件中释放，对于运行工况而言，必须以保持燃料元件的完整性作为目标。对于导致事故工况的假设始发事件而言，必须以保证燃料元件损坏的严重程度保持在可接受的限度内作为目标。安全设计的基本意图必须是尽可能使堆芯的反应性变化特性有利于安全。设计反应堆堆芯部件和有关结构时，必须考虑在事故工况期间和事故工况后，仍需实现诸如反应堆紧急停堆、堆芯应急冷却和长期稳态冷却等安全功能。不管所采用的设计方法的细节如何，有几项基本设计原则对于达到总体目标是很重要的。对这些原则的讨论见下述条文。2.2中子物理和热工水力设计的基本考虑（1）反应堆固有的中子物理特性、热工水力特性以及控制系统能力的综合作用必须足以对所有
12、运行工况下的反应堆功率进行适当调整（有关固有的中子物理特性和反应性系数的资料见附录1）；（2）反应堆必须具有在运行工况和事故工况下进行停堆并保持在次临界状态的能力；（3）必须采取适当措施使堆芯在运行工况和事故工况下得到冷却，井通过分析或实验证明冷却的有效性；（4）在具有代表性的运行工况的设计过程中，必须反复评定堆芯功率分布。尤其是通道功率峰值和线性热功率峰值为a）运行限值和运行工况和b)运行规程提供依据，以保证整个堆芯寿期内符合各种设计限值、包括堆芯设计参数的限值；（5）必须提供合适的仪表和控制手段，以监测显示堆芯状态(包括燃料完整性)的参数，并安全调整堆芯状态以保证在运行工况下不超过设计限值
13、；（6）堆芯设计应该考虑到正常运行工况下为使堆芯轴向、径向和局部功率分布保持在所规定的限值内，以少依赖控制系统为宜；（7）用于堆芯中子和热工水力设计的分析模型、数据和计算程序必须以足够的可适用于预期工况的试验或测量结果作为依据；（8）必须确定诸如最小临界功率比、最小烧毁比（见3.1.2.1）、局部包壳温度和燃料温度等热工水力设计限值，使在运行工况下具有足够的裕量以保持燃科破损率在可接受的低水平下；（9）必须提供适当的监测仪表，以便能在事故工况下评估堆芯状态。2.3机械设计的基本考虑（1）燃料元件和组件的设计必须尽可能保证包壳在各种运行工况下保持密封；（2）必须按需要保证结构的完整性，使堆芯在各
14、种运行工况和事故工况下能安全地控制、停堆和冷却；（3）堆芯和各有关部件在各种运行工况和事故工况期间存在的辐照、化学和物理过程、稳态和动态机械载荷(包括热应力)等的影响下相互间必须相容；（4）必须为堆芯部件的安全装卸提供手段，以保证其在运输、贮存、安装和换料操作中的完整性(见安全导刚HAD102/15核电厂的燃料装卸和贮存系统；（5）必须提供一些措施（最好是机械措施）以防止任何安全上重要的部件（例如燃料组件和反应性控制或停堆装置）在堆芯中错装；（6）必须防止反应性控制装置的失控移动；（7）必须编制和实施良好的质量保证程序以确保高质量的设计和制造（见HAF003核电厂质量保证安全规定及其有关导则）；（8）堆芯、其他堆内构件和反应堆冷却剂系统的设计必须尽量减少冷却剂流道阻塞的可能性，以防止在任何运行工况下由于阻塞而导致堆芯损坏。3堆芯设计要求为了符合本导则弟二章中规定的设计原则，必须研究影响堆芯部件设计的各种关系和限制。本章降考虑这些问题，堆芯管理也包括在本章中，因为燃料循环所采用的策略对燃料的功率运行史有明显的影响，而后者对确定燃料元件在其整个寿期内的完整性起重要作用。有些硬件还执行其他导则范围内的安全功能，这些硬件的设计必须考虑到本导则及其他通用的导则，诸如HAD102/14核电厂安全有关的监测仪表和控制系统，HAD102/01和HAD102/08中的要求和
