2024核電廠反應(yīng)堆堆芯的設(shè)計(jì)

特定安全導(dǎo)則2024目導(dǎo) 背景 目的 范圍(1.3- 結(jié)構(gòu)(1.9, 設(shè)計(jì)中的總體安全考 管理系統(tǒng) 設(shè)計(jì)目標(biāo)(2.2- 反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)(2.9- 安全運(yùn)行設(shè)計(jì)(2.21- 堆芯安全分析(2.24- 堆芯設(shè)計(jì)中的特定安全考 概述(3.1- 核設(shè)計(jì)(3.16- 熱工水力設(shè)計(jì)(3.26- 燃料棒和燃料組件的熱工機(jī)械設(shè)計(jì)(3.34- 堆芯結(jié)構(gòu)和部件的機(jī)械設(shè)計(jì)(3.77- 反應(yīng)堆堆芯控制、停堆和監(jiān)控系統(tǒng)(3.89- 堆芯管理(3.139- 鑒定和試 概述 設(shè)計(jì)鑒定(4.2- 視察 原型組件和先導(dǎo)組件試驗(yàn)(4.7- 附件 II在燃料棒、燃料組件、反應(yīng)性控制組件、中子源組件和 背景全標(biāo)準(zhǔn)叢書》第SSR-2/1（Rev.1）[1]規(guī)定的要求。NS-G-1.12號1的修訂本，現(xiàn)目的范圍所有內(nèi)容均適用于輕水堆（即壓水堆和沸水堆1國際原子能機(jī)構(gòu)《核電廠反應(yīng)堆堆芯的設(shè)計(jì)NS-1.12號，國際原子能機(jī)構(gòu)，維也納（2005年在反應(yīng)堆容器內(nèi)為堆芯提供底座的支撐結(jié)構(gòu)（如加壓重水堆的壓力的燃料和鈾钚混合燃料（MOX燃料。除非另有說明，本導(dǎo)則均適用于這附件I提供了其他未定義技術(shù)術(shù)語的解釋。結(jié)構(gòu)2SSR-2/1（Rev.1）[1]345附件I提供了用于澄清本“安全導(dǎo)則”中使用術(shù)語的補(bǔ)充技術(shù)信息，II說明了在燃料棒、燃料管理系統(tǒng)[4]建議，以滿足SSR-2/1（Rev.1）[1]1－3，以及原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書》第GSRPart2號《安全的領(lǐng)導(dǎo)和管理》[5]要求。設(shè)計(jì)目標(biāo)基本安全功能基于縱深防御概念的設(shè)計(jì)排放到冷卻劑中（見SSR-2/1（Rev.1）[1]43。的狀態(tài)（見SSR-2/1（Rev.1）[1]44。經(jīng)過證實(shí)的工程實(shí)踐行證實(shí)，或與適用規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)中規(guī)定的設(shè)計(jì)核實(shí)/驗(yàn)證過程相一致（根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]4.144.16段。設(shè)計(jì)過程中的安全評定SSR-2/1（Rev.1）[1]4.17段指出（腳注省略便于放射性廢物管理的特性燃料棒和燃料組件的設(shè)計(jì)應(yīng)當(dāng)考慮便于放射性廢物管理的特性（如適用，包括燃料再回收處置系統(tǒng)的設(shè)計(jì)。原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書》第SSG-63號《核電廠燃料供了關(guān)于考慮使用過的燃料狀況對乏燃料處理和貯存系統(tǒng)設(shè)計(jì)影響的建反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]14，反應(yīng)堆堆芯設(shè)計(jì)基準(zhǔn)應(yīng)針對所有核電廠狀態(tài)分類和假想始發(fā)事件外部危害級應(yīng)根據(jù)原子能機(jī)構(gòu)《安全標(biāo)準(zhǔn)叢書》第NS-G-1.6號《核電廠的抗震設(shè)計(jì)設(shè)計(jì)限值根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]15，針對所有核電廠狀態(tài)，應(yīng)當(dāng)為堆3.333.65－3.76段提供了典型的相關(guān)參數(shù)定性堆芯相關(guān)的安全分級221SSG-30[10]描述方法確定的安全分級物項(xiàng)，應(yīng)規(guī)定并執(zhí)行工程設(shè)計(jì)規(guī)定可靠性設(shè)計(jì)根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]5.37段，燃料棒、燃料組件、反應(yīng)堆控3.393.112段分別描述了在設(shè)計(jì)中達(dá)到高可靠性的相關(guān)措運(yùn)行限值和條件根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]28，必須確定一套運(yùn)行限值和條件，NS-G-2.2號《核電廠運(yùn)行限值和條件及運(yùn)行規(guī)程》[11]提供了相關(guān)運(yùn)行安全運(yùn)行設(shè)計(jì)引入新型燃料組件或燃料的重大變化（MOX燃料或含釓的燃料，對燃料棒或燃料組件進(jìn)行幾何構(gòu)型或熱工水力性能的改進(jìn)設(shè)燃料棒和燃料組件的設(shè)計(jì)必須能防止在運(yùn)行狀態(tài)下由于特定運(yùn)行工堆芯安全分析根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]42，應(yīng)采用確定性方法以及考慮可能在上述因素中應(yīng)包括適當(dāng)?shù)拇胧┗蛟６?，以保證安全分析對于特定的堆芯（例如包殼腫脹和破裂、金屬和水的放熱反應(yīng)以及燃料棒和燃料組件的變概述書》第NS-G-2.5號《核電廠堆芯管理和燃料裝卸》[12]提供了特定建議。堆芯設(shè)計(jì)與反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)以及反應(yīng)堆控制和保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)一能（2.2段。堆芯設(shè)計(jì)及相關(guān)的反應(yīng)堆控制和保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)應(yīng)具有足夠的裕度，以確保在所有核電廠狀態(tài)下不超過燃料設(shè)計(jì)限值。燃料設(shè)計(jì)限值見第3.65－3.76燃料類型燃料棒含有容易和熱中子發(fā)生反應(yīng)的易裂變材料（如鈾-235、钚239（I提供了包殼材料的示例冷卻劑慢化劑核設(shè)計(jì)設(shè)計(jì)考慮見附件I、熱工水力特性，以及控制和停堆系統(tǒng)的綜合控制。核設(shè)計(jì)限值應(yīng)通過核實(shí)是否滿足燃料設(shè)計(jì)限值（3.65－3.76段描述）的安3.65－3.76段指出設(shè)計(jì)應(yīng)確保能夠使用反應(yīng)性控制手段（I）對堆芯功率進(jìn)行整體和局部控制，使堆芯每根燃料棒的最高線功率密度不超過設(shè)計(jì)（向偏移、燃料組件彎曲或變形。對中子通量探測器之間的測量偏差（例如I的內(nèi)容見附件I）熱工水力設(shè)計(jì)設(shè)計(jì)考慮熱工水力設(shè)計(jì)限值3.27－3.32段中的要求得到滿3.33(a)段要求的一些壓水堆，應(yīng)確定臨界功率化的燃料棒數(shù)量不超過堆芯中燃料棒總數(shù)的很小一部分（例如至多0.1%；對于加壓重水堆，如果燃料包殼最高溫度保持在某一限值以下（如600℃燃料棒和燃料組件的熱工機(jī)械設(shè)計(jì)設(shè)計(jì)考慮（包含或不包含可燃毒物和燃料組件的設(shè)計(jì)應(yīng)考慮到輻照工II描述了在設(shè)計(jì)燃料棒和燃料組件時(shí)涉及典型的輻照和環(huán)境條充資料見附件I。起的應(yīng)力腐蝕開裂（補(bǔ)充資料見附件I。I卻劑環(huán)境相容（補(bǔ)充資料見附件I。水力作用應(yīng)主要在燃料組件的熱工水力設(shè)計(jì)和諸如局部腐蝕、磨蝕盒的鼓起（對于沸水堆，補(bǔ)充資料見附件I）提供空間；應(yīng)限制由于機(jī)械作用、水力壓緊力和堆芯內(nèi)橫流而導(dǎo)致的燃料組件變?nèi)剂闲緣K-設(shè)計(jì)應(yīng)確保在正常運(yùn)行和預(yù)計(jì)運(yùn)行事件中，不會(huì)發(fā)生因包殼—芯塊I的可能性降至最低（補(bǔ)充資料見附件I。通過堆芯設(shè)計(jì)方法降低局部功率峰值因子（從而改變局部線功率密見附件I。燃料設(shè)計(jì)限值燃料棒和燃料組件彎曲。燃料棒束和端塞之間不發(fā)生幾何相互作用與冷卻劑反應(yīng)時(shí)的產(chǎn)氫量的一小部分（1%。堆芯結(jié)構(gòu)和部件的機(jī)械設(shè)計(jì)設(shè)計(jì)注意事項(xiàng)堆芯結(jié)構(gòu)和部件應(yīng)能在所有核電廠狀態(tài)，各種損壞機(jī)理下保持其結(jié)水力和機(jī)械負(fù)載（例如失水事故和地震（包括輻照引起的生長（I）應(yīng)特別予以關(guān)注的是對反應(yīng)性控制和停堆系統(tǒng)的損壞和反應(yīng)堆冷卻γ輻照的熱效應(yīng)和中子輻照效應(yīng)的影響。這些結(jié)構(gòu)的3.77－3.81段一致，使其機(jī)械性能在整個(gè)服役壽期內(nèi)都不會(huì)危堆芯結(jié)構(gòu)和部件的機(jī)械設(shè)計(jì)限值規(guī)定的限值（2.15－2.17段。反應(yīng)堆堆芯控制、停堆和監(jiān)控系統(tǒng)反應(yīng)堆堆芯控制系統(tǒng)本部分介紹了控制系統(tǒng)在所有核電廠狀態(tài)下將中子注量率的分布、[1]45堆芯結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)應(yīng)允許安裝必要的儀器儀表和探測器，用于監(jiān)控堆芯參數(shù)，例如堆芯功率（水平、分布和隨時(shí)間變化，冷卻劑和慢化劑的狀態(tài)和物理特性（流速和溫度（例如吸收體設(shè)備的插入速率與其插入限的比較反應(yīng)性控制手段應(yīng)具有使功率水平和功率分布維持在安全運(yùn)行限值設(shè)備的類型在附件I中描述。止反應(yīng)堆堆芯嚴(yán)重?fù)p傷（見SSR-2/1（Rev.1）[1]6.6段。[13]10（反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]46，本部分描述了系統(tǒng)設(shè)計(jì)中將反應(yīng)堆從所有核電廠狀態(tài)降至次臨界狀態(tài)并將其維持在這一狀態(tài)的重要考慮因值（3.243.25段。應(yīng)通過設(shè)備的設(shè)計(jì)確保必要的可靠性。特別3.1063.108SSR-2/1（Rev.1）[1]6.8表 不同類型反應(yīng)堆的停堆方式 鋼管或鉿板中放置

盡可能采用故障安全設(shè)計(jì)（補(bǔ)充資料見附件I；SSG-56[13]提供了向反應(yīng)堆冷卻劑SSR-2/1（Rev.1）[1]6.11出于維護(hù)目的移動(dòng)吸收體、硼稀釋和換料操作停堆設(shè)備吸收效應(yīng)（補(bǔ)充信息見附件I；[14]部分停堆系統(tǒng)流量和注量率運(yùn)行限值和整定值運(yùn)行限值和整定值的確定應(yīng)考慮反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)老化的影響（例堆芯監(jiān)控系統(tǒng)根據(jù)SSR-2/1（Rev.1）[1]59，需要提供堆芯監(jiān)控儀器儀表，以支持反應(yīng)堆保護(hù)和控制系統(tǒng)，并提供足夠詳細(xì)和及時(shí)的堆芯局部產(chǎn)熱工況的信息。堆芯設(shè)計(jì)應(yīng)考慮用于監(jiān)控堆芯功率的大小和變化以及堆芯熱量的其規(guī)定的運(yùn)行范圍內(nèi)。應(yīng)由參數(shù)變化的速度來決定是自動(dòng)還是手動(dòng)啟動(dòng)反冷卻劑中的放射性核素活度（補(bǔ)充資料見附件I；39[14]SSG-39[14]應(yīng)通過堆外或堆內(nèi)儀器儀表（如中子探測器和γ溫度計(jì)）監(jiān)控功率的空間分布?？紤]到由于堆芯控制和堆芯燃耗效應(yīng)導(dǎo)致的空間功率分布變到所執(zhí)行功能的安全級別（見SSG-39[14]。堆芯管理設(shè)計(jì)考慮反應(yīng)堆堆芯設(shè)計(jì)包括的分析，應(yīng)能夠證明燃料管理策略和既定的運(yùn)應(yīng)優(yōu)先使用多維多尺度物理程序和系統(tǒng)熱工水力程序?qū)λ泻穗姀S[6]反應(yīng)堆堆芯分析應(yīng)包括基于平均、局部功率水平以及軸向溫度分布的燃料棒性能分析，以證明在所有運(yùn)行狀態(tài)下均滿足相應(yīng)的燃料的熱工和通道功率和峰值線功率的分析，以及每個(gè)燃料組件處的穩(wěn)態(tài)徑向功率分布和組件內(nèi)的軸向功率分布。應(yīng)考慮到燃料組件幾何構(gòu)型變化對其中子學(xué)和反應(yīng)堆堆芯分析還應(yīng)包括燃料組件內(nèi)的徑向功率分布和由于定位格架和其堆芯管理設(shè)計(jì)限值特殊堆芯布置組件都應(yīng)滿足所有核電廠狀態(tài)下的燃料設(shè)計(jì)限值。應(yīng)對混合堆芯的初始裝與原始堆芯的中子和熱工水力特性的相容性以及與相關(guān)安全分析的相容性。堆芯監(jiān)控系統(tǒng)中使用的臨界熱流密度或臨界功率關(guān)系式應(yīng)對混合堆芯10；混合氧化物燃料的動(dòng)力學(xué)參數(shù)，即緩發(fā)中子份額和瞬發(fā)中子壽命均低于二氧化鈾燃料?；旌涎趸锶剂现休^低的緩發(fā)中子份額可導(dǎo)致一個(gè)較小反應(yīng)性引入就能使反應(yīng)堆快速到達(dá)臨界狀態(tài)；因此，需要控制棒插入或硼注入以提供反應(yīng)性控制的時(shí)間更短。因此，對于所有核電廠I附件I。限值規(guī)定的放射性化學(xué)要求（見附件I補(bǔ)充資料。堆芯設(shè)計(jì)和運(yùn)行計(jì)劃應(yīng)規(guī)定帶有缺陷的燃料組件運(yùn)行堆芯的程序和可以最大限度地減少從有缺陷燃料中排放的裂變產(chǎn)物以及隨后的包殼二次（I）3.65－3.76段描述的燃料設(shè)計(jì)限值應(yīng)擴(kuò)展，以保證燃料棒和燃和事故工況下燃料性能等還應(yīng)與燃料循環(huán)后端相關(guān)要求兼容。概述設(shè)計(jì)鑒定輻照水平、機(jī)械負(fù)載和振動(dòng)設(shè)計(jì)鑒定可通過具有相同或相似的燃料系統(tǒng)設(shè)計(jì)的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)來確視察原型組件和先導(dǎo)組件試驗(yàn)書》第SSR-2/1（Rev.1）號，國際原子能機(jī)構(gòu)，維也納（2016年。全標(biāo)準(zhǔn)叢書》第GS-G-3.1號，國際原子能機(jī)構(gòu)，維也納（2006年。第GS-G-3.5號，國際原子能機(jī)構(gòu)，維也納（2009年。書》第GSRPart2號，國際原子能機(jī)構(gòu)，維也納（2016年。第SSG-15（Rev.1）號，國際原子能機(jī)構(gòu)，維也納（修訂版編寫中。NS-G-1.6號，國際原子能機(jī)構(gòu)，維也納（2003年（修NS-G-4.3號，國際原子能機(jī)構(gòu)，維也納（2002年SSG-39號，國際原子能機(jī)構(gòu)，維也納（2016NS-G-2.6號，國際原子能機(jī)構(gòu)，維也納（2002年I-1.表I-1提供了補(bǔ)充技術(shù)信息，以澄清原子能機(jī)構(gòu)《安全術(shù)語》[I-1未表I- 補(bǔ)充技術(shù)信息，以澄清術(shù)語并提供額外的背景資料3.252.41103.53.5表I- 補(bǔ)充技術(shù)信息，以澄清術(shù)語并提供額外的背景資料（續(xù) 包殼堆降低了包殼的力學(xué)性能。因此，一些燃料設(shè)計(jì)限值（如反應(yīng)性引入抗腐蝕性能（例如，通過保持低氧含量和適當(dāng)?shù)膒H值。

3.513.52表I- 補(bǔ)充技術(shù)信息，以澄清術(shù)語并提供額外的背景資料（續(xù)

3.233.94表I- 補(bǔ)充技術(shù)信息，以澄清術(shù)語并提供額外的背景資料（續(xù)

3.62]

3.130(f)堆芯堆芯部件涉及到堆芯各個(gè)元件，而不只是燃料組件，這些堆芯部件用來為堆芯構(gòu)件

3.77表I- 補(bǔ)充技術(shù)信息，以澄清術(shù)語并提供額外的背景資料（續(xù)

3.162

3.163I-補(bǔ)充技術(shù)信息，以澄清術(shù)語并提供額外的背景資料（續(xù)1.41.41.41.62.43.4——天然二氧化鈾（用于加壓重水堆—鈾钚混合氧化物燃料（二氧化鈾－二氧化钚—釷基燃料（例如，二氧化釷、釷基二氧化鈾、釷基MOX燃料——表I- 補(bǔ)充技術(shù)信息，以澄清術(shù)語并提供額外的背景資料（續(xù) 第3.33(a)

3.40

3.157(a)

3.57(a)表I- 補(bǔ)充技術(shù)信息，以澄清術(shù)語并提供額外的背景資料（續(xù)

3.158

3.161 “

2.13表I- 補(bǔ)充技術(shù)信息，以澄清術(shù)語并提供額外的背景資料（續(xù)

3.24

3.59

3.483.61表I- 補(bǔ)充技術(shù)信息，以澄清術(shù)語并