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HAD 102／07-2020 核动力厂反应堆堆芯设计.pdf核动力厂反应堆堆芯设计
（1）初始运行工况（如整体和局部热工水力条件、功率水平、 功率分布和循环长度）； (2）反应性反馈； （3）慢化剂和冷却剂中可溶性中子吸收剂浓度的变化速率； （4）由反应性控制装置或工艺参数变化引起的正（或负）反应 性引入的位置或速率； （5）反应堆紧急停堆时的负反应性引入速率； （6）安全系统设备的性能特征，包括从一种运行模式向另一种 运行模式的转换，例如从应急堆芯冷却注入模式切换到再循环模式： （7）在堆芯的长期分析中氙的衰变和其他中子吸收体的消耗 （8）堆芯放射性积存量。 上述因素应包含适当的措施或裕量，以保证安全分析对于既定的 堆芯装载方式或燃料设计都是有效的。 2.4.3反应堆堆芯安全分析用来确认在所有适用的核动力厂状态 下都不会超过燃料设计限值。对于事故工况，堆芯冷却过程中燃料 的各种行为效应（如包壳肿胀和破裂、金属和水的放热反应以及燃 料棒和燃料组件的变形等）都应涵盖在安全分析中。此外，还应评 价氢气的聚集（由锆基合金的包壳与水在高温下发生反应产生）对 一回路压力边界的影响。 2.4.4应形成一套关于反应堆堆芯的结构、系统和部件的完整 有效、最新的文件体系，以确保安全分析是基于实际的堆芯配置。
GB/T 223.12-91 钢铁及合金化学分析方法（碳酸钠分离-二苯碳酰二肼光度法测定铬量）核动力厂反应堆堆芯设计
3设计中的具体安全考虑
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3.1.4.2包壳材料的选择应考虑以下性能（有关包壳材料的内容 见附件）： （1）低的热中子吸收截面； （2）高的抗辐照性能； （3）7 高的传热性能和高的熔点； （4）高的抗腐蚀能力和低的吸氢性能； （5）在高温条件下的低氧化/氢化性能； （6）在给定温度条件下适当的抗氧化剥离的性能； （7）适当的机械性能，如正常运行时具有高强度，高延展性， 低的蠕变速率，低的辐照生长速率。瞬态条件下具有高的松弛速率： （8）低的应力腐蚀开裂效应； （9）在正常运行和燃料贮存状态下，具有适当的抗氢化开裂和 抗氢化相关的其他开裂的性能。 3.1.5冷却剂 3.1.5.1在轻水堆中，冷却剂也起慢化剂的作用，冷却剂的选择应 考虑在化学条件下，冷却剂和燃料、堆芯部件的所有相互作用（见 附件I）。对于加压重水堆，冷却剂和慢化剂是分开的，通常不在冷 却剂中添加化学制品来控制反应性。 3.1.5.2在高温和辐照条件下冷却剂应当在物理上和化学上是稳 定的，以便执行从堆芯连续排热这一主要功能。 3.1.5.3反应堆堆芯应设计成能够防止或控制由于反应性或功率 变化带来的流动不稳定性和由此引起的波动
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3.1.5.4燃料与堆芯设计应当包括与冷却剂有关的如下安全考虑： （1）在核动力厂运行寿期内，保持冷却剂系统在反应堆首次启 动、换料和维修期间无外来杂物； （2）通过净化系统、腐蚀产物最小化和适时卸出有缺陷的燃料 组件，使冷却剂的放射性活度保持在可合理达到的尽量低水平； （3）在所有适用的核动力厂状态下，应监测和控制冷却剂和冷 却剂添加剂对反应性的影响； （4）应确定并控制堆芯内冷却剂的物理和化学特性； （5）保证冷却剂化学成分与一回路材料的相容性（如避免燃料 棒表面产生水垢，最小化腐蚀和放射性产物等）； （6）要考虑添加剂的二次效应，例如化学、物理和辐照效应。 3.1.5.5设计中应考虑冷却剂密度变化（包括相变）对堆芯局部 和整体的反应性和功率的影响。 3.1.6慢化剂 3.1.6.1慢化剂以及燃料棒和燃料组件间距的选择应考虑由于慢 化剂温度、密度和空泡份额变化引起的反应性反馈，以满足工程和 安全要求，同时应优化中子和燃料的消耗。主流的热中子反应堆采 用轻水或重水作为慢化介质。 3.1.6.2依据反应堆设计，慢化剂可以含有可溶性中子吸收剂， 如压水堆中的硼，从而在运行状态下维持适当的停堆裕量，在整个 换料循环中通过控制稀释补偿堆芯反应性的降低。 3.1.6.3在加压重水堆中，反应堆堆芯设计应保证在中子吸收剂
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稀释事故期间反应堆停堆系统的有效性。应提供手段防止这种吸收 剂材料的意外排出（例如由于化学瞬变）和保证其排出是受控和缓 慢的。 3.1.6.4在事故工况下，加压重水堆的慢化剂应能在不损坏堆芯 几何结构的情况下提供排出衰变热的能力。 3.1.6.5对于加压重水堆，应提供措施以防止由于慢化剂的辐照 分解产生的氙气的燃爆和爆炸。
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（2）硼反应性系数和浓度（压水堆）； (3）停堆裕量; （4）最大反应性引入速率； （5） 控制棒和控制棒组价值； （6） 径向和轴向功率峰值因子，包括氙振荡因子； （7） ）最大线功率密度； （8） 空泡反应性系数； （9）燃料组件或燃料棒最大燃耗、缓发中子份额和瞬发中子寿 命。 在反应堆堆芯设计中，任何重大修改（见2.3.2）的安全影响都应 通过核关键安全参数来评价，以确保不超过燃料设计限值。否则， 应定义和评价新的核关键安全参数。 3.2.2.2堆芯反应性特性 （1）根据反应堆堆芯的几何形状和燃料构成进行核设计评价： 其目的是为核动力厂正常功率运行、停堆和事故工况确定稳态下的 堆芯中子注量率分布、功率分布、堆芯中子特性和有效的反应性控 制手段。 （2）应针对选定的堆芯运行状态（如零功率、满功率、寿期初 寿期末和毒物消耗相关的关键节点）和相应的燃料管理策略对核关键 安全参数进行评价，如反应性系数等。应分析堆芯装载和燃料燃耗对 这些参数的影响。在所有适用的核动力厂状态下，安全分析中用来评 价反应性反馈的反应性系数或相关的模型方法应考虑适当的裕量。
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3.2.2.3最大反应性价值和反应性引1入速率 应限制反应性控制装置（如控制棒、化学和容积控制系统）的 最大反应性价值或提供闭锁系统，使得如下相关的反应性弓引入瞬态 和事故工况所弓起的任何功率瞬变都不会超过规定的限值： (1）弹棒； (2）落棒； (3）硼稀释; （4）不可控的控制棒组提出。 应通过安全分析来确定反应性限值，以确保不超过3.4.2.2和 3.4.2.3描述的燃料设计限值。应对堆芯内的所有燃料类型（如UO2 和MOX燃料），或者采用具有适当裕量的典型堆芯，并考虑所有允 许的运行状态和燃料燃耗，来进行这些分析。 3.2.2.4整体功率和局部功率控制 通过反应性控制（见附件I）对堆芯功率进行整体和局部控制： 保证堆芯内所有燃料棒的最高线功率密度不超过设计限值。控制系 统的设计应考虑功率分布变化（如由氙振荡引起）或其他局部效应 （如由不同类型燃料组件构成的混合堆芯，压水堆中水垢引起的功 率偏移或异常的轴向功率偏移，燃料组件弯曲或变形）。应对中子 注量率探测器之间的测量偏差（如由操作性能、分布位置、于涉效 应或设备老化引起）考虑适当措施。 3.2.2.5停堆裕量 （1）在所有适用的核动力厂状态下，控制棒的插入应提供适当
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的停堆裕量。在整个运行寿期内，控制棒插入限值（功率水平的迷 数）的设定和监测应确保有适当的停堆裕量，以满足对故障承受能 力的要求。 （2）应评价可燃毒物吸收体的消耗对反应性的影响，确保在整 个燃料循环期间内出现的各种堆芯状态下都有适当的停堆裕量（压 水堆中可燃毒物吸收体的内容见附件I）。 3.2.2.6稳定性 堆芯对于功率振荡应具有固有的稳定性，如果堆芯发生空间功 率振荡，应能可靠而又容易地测出并加以抑制。
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芯块表面缺失或芯块卡在间隙中导致的应力集中，因此应尽可能避 免这些异常现象。 3.4.1.11燃料中可燃毒物的影响 在燃料中混有补偿反应性变化的可燃毒物时，可燃毒物不得影响 燃料的完整性。其对燃料热性能的变化，以及在化学、机械和金相 等方面对燃料和包壳的影响也必须予以适当考虑。同时，应考虑所 添加的可燃毒物可能增加燃料基体中挥发性裂变产物的释放。此 还必须考虑可燃毒物对燃料和慢化剂的反应性温度系数的影响，以 及对局部功率峰值因子的影响。 3.4.1.12 腐蚀和氢化 （1）应确定在止常运行时每种类型包壳的吸氢关系式（包壳腐 蚀的函数），以使得某些燃料设计限值，例如在反应性！入事故利 失水事故中，可以表达为包壳在瞬态前氢含量的函数（见附件I）。 （2）燃料棒和燃料组件应与运行状态的（包括停堆和换料）冷 却剂环境相容（见附件I）。 （3）对于加压重水堆，应限制燃料棒的初始氢含量，以降低包 壳氢致脆化导致燃料缺陷的可能性。 3.4.1.13 水垢 设计分析应考虑反应堆冷却剂系统或其他化学变化产生的腐蚀产 物在包壳表面的沉积导致的燃料棒传热恶化。在压水堆中，应在堆芯 设计分析中评估硼在水垢层聚集对堆芯中子行为可能产生的影响。 3.4.1.14燃料组件的水力学效应
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（2）对于所有适用的核动力状态，燃料棒和燃料组件的设计 应包括以下机械安全方面的考虑： 一在燃料组件内和周围应为辐照生长、弯曲（对于轻水堆）提 供空间； 一应限制燃料棒的弯曲或扭曲，以使热工水力特性、功率分布 燃料性能和燃料操作不会受到不利的影响； 一燃料组件的任何部件不因疲劳而失效； 一应限制燃料组件因机械作用、水力压紧力及堆内横向流导致 的扭曲程度，以不影响局部临界热流密度裕量。同时，燃料组件的 变形不应影响反应性控制组件的插入（例如，对于压水堆，不应增 加落棒时间），以保证所有适用的核动力厂状态下的安全停堆（对 轻水堆）； 一燃料组件及其支承结构的整体性能不因振动和微振磨蚀而损 伤； 一水力载荷和机械载荷（包括安全停堆地震引起的）不应导致 然料组件的任何部件失效。 （3）对于事故工况（设计基准事故和没有造成堆芯明显损伤 的设计扩展工况），设计应防止燃料棒之间或燃料组件及其支承结 构之间的任何相互作用阻碍安全系统实现其在安全分析中要求的 功能。尤其要保证： 一安全系统部件（例如，压水堆的停堆装置及其导向管）的适 当功能：
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（1）对于设计基准事故和没有造成堆芯明显损伤的设计护展工 况，燃料棒的设计应保证： 一对于不能有效避免燃料棒发生破损的事故序列，燃料棒破损 数量不超过反应堆堆芯内燃料棒总数量的小份额，以使得每个考虑 发生的事故的放射性后果最小； 一在确定燃料棒破损数量时，应对所有已知的潜在破损机理进 行评估。应考虑包括氧化和吸氢在内的化学反应、包壳肿胀或塌 燃料恰升导致的包壳损伤等失效机理； 一用于评价包壳丧失完整性的限值基于试验研究。在确定限值 时，应对化学、物理、水力学和机械等影响燃料棒失效机理的因素 和尺寸公差进行全面和保守地评价。当燃料失效机理和失效限值与 燃耗相关时，在试验研究和相关的分析中应考虑辐照效应对包壳和 然料性能的影响，以保证试验结果的普适性； 一如果燃料棒任何轴向位置的径向平均烩通过经验证的方法计 算，超过了基于代表性试验结果确定的特定值，燃料将发生失效。 调整试验参数以代表堆内条件（应考虑的试验参数包括：冷却剂温 度、冷却剂压力、冷却剂流量、反应性引入和燃料棒内压）。包壳 的机械稳定性受辐照发生变化，且可能随不同的包壳类型而变化， 因此反应性引！入事故的失效限值取决于燃料棒燃耗和包壳材料。 （2）不因下列因素危及冷却堆芯的能力，例如： 一燃料棒过度的肿胀或破裂（例如，在失水事故中）；
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产氢量不能超过所有包围燃料芯块的包壳（不包括包围气腔的包壳） 都与冷却剂发生化学反应的假想产氢量的一小部分（如1%）。 （6）如果在反应性引！入事故中不能避免包壳破损，熔化的燃料 颗粒的散落不应降低冷却堆芯的能力。 （7）应限制燃料棒、燃料组件、控制棒和堆内构件的结构变形 以避免妨碍控制棒在堆内移动。此外，控制棒在任何时间或任何位 置都不应出现超出熔化温度的情况
3.5堆芯结构和部件的机械设计
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热应力留有适当的安全裕量，应考虑释热对其冷却和热效应的额外 影响。应考虑冷却剂和慢化剂对这些结构的化学影响，包括腐蚀、 吸氢、应力腐蚀和结垢。 3.5.1.6燃料组件、控制棒、导向结构和支撑结构的设计中应包 括对堆芯部件和有关结构进行检查的措施。 3.5.1.7在轻水堆中，堆芯支承结构包括管板、堆芯吊篮、支承 键槽等，其作用是将燃料组件支承结构与反应堆冷却剂压力边界保 特在所要求的几何位置上。这些支承结构必须设计成在整个反应堆 寿期内都保持完整无损，在换料和燃料操作中能够承受静态和动态 载荷，在运行工况和事故工况下都能执行其功能，此外必须考虑到 由水力和由正常的及假想的异常换料造成的机械载荷。按规定，还 必须考虑到地震条件。 3.5.1.8在所有适用的核动力厂状态下，停堆装置、反应性控制 装置和测量仪表的结构以及导向管应设计成不会由于运行人员的误 操作、设备受力、冷却剂流动或大量慢化剂流动产生的水力学作用 力而发生意外的移动。在所有适用的核动力厂状态下，应执行其所 需的功能。因为停堆装置和反应性控制装置的导向结构与燃料组件 或燃料通道非常接近，因此设计时对它们在运行和停堆期间以及在 事故工况下，相互之间机械作用和损坏的可能性应作周密考虑。这 些装置和仪表应设计成便于更换的。设计应考虑这些装置、仪表或 其导向管的流致振动导致的磨蚀、磨损和长期运行下失效的可能。 设计还应考虑这些导向结构在其整个寿期内的尺寸稳定性
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超过设计限值的区域。 3.6.1.2堆芯设计应允许安装必要的仪器和探测器，以监测堆芯参 数，如堆芯功率（水平，分布和随时间的变化）、冷却剂和慢化剂 的状态和物理特性（流速和温度）以及反应堆停堆装置的预期有效 性（例如，中子吸收装置的插入速率及其与插入极限的比较），以 便可以采取任何必要的纠正措施。在所有适用的核动力厂状态下包 括换料，仪器应监测预期范围内的相关参数。 3.6.1.3反应性控制装置 （1）反应性控制手段应具有使功率水平和功率分布维持在安全 运行限值内的能力，包括补偿反应性变化，以保持工艺参数在规定 的运行限值内，例如： 一正常功率调节； 一氙浓度变化； 一与温度系数有关的效应； 一冷却剂流速或冷却剂/慢化剂温度和密度的变化； 一燃料和可燃毒物吸收体的消耗； 一裂变产物的累积中子吸收。 （2）对于设计基准事故及其后果，反应性控制装置应能使反应 堆保持在次临界状态。应在设计中采取措施，使得核动力广在处于 以下状态时保持次临界，这些状态包括正常停堆、燃料冷却或一回 路冷却剂系统完整性暂时丧失（例如对于轻水堆，当打开反应堆压
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GB/T 19348.1-2014 无损检测 工业射线照相胶片 第1部分工业射线照相胶片系统的分类核动力厂反应堆堆芯设计
3.6.2.4停堆速率应足以使反应堆及时进入足够深的次临界状 态，以避免超过燃料和反应堆系统压力边界的规定设计限值。 3.6.2.5在设计或评价停堆速率时，应考虑以下因素： （1）触发停堆的仪表的响应时间； （2）停堆手段执行机构的响应时间； （3）停堆装置的位置（取决于选定的反应堆堆芯设计）； （4）停堆装置要容易进入堆芯。这可以通过使用导向管或其他 结构手段以便于停堆装置插入，包括可以采用柔性接头连接以减小 亭堆装置全长度的刚性； （5）停堆装置的插入速度。为达到所要求的速度可采用下列 种或儿种方法： 一停堆棒由重力作用落入堆芯： 一停堆棒由液压、气压或机械弹力驱动进入堆芯； 一可溶性中子吸收剂由液压或气压注入堆芯。 3.6.2.6应提供停堆装置插入速度的检查手段。应定期检查插入 时间（通常在每个循环的初期），如果距限值的裕量不足时，则可 能需要在循环期间检查插入时间。 3.6.2.7在判断反应堆停堆手段是否适当时，必须考虑到发生在 核动力厂任何部位的、可导致一部分停堆手段失灵（如控制棒插入 故障）或可能弓起共因故障的故障。一般来说，在评价一束控制棒 插入失效时，应假设当最大反应性价值的停堆装置不能插入堆芯时 （如傻设一束控制棒被卡住）一堆芯会出现的最大反应性工况
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括控制和停堆功能的分隔）应尽可能实现功能隔离和实体分隔； 一对于运行工况和设计基准事故工况要考虑堆内环境的影响： 呆证停堆手段易于进入堆芯：； 一采用便于维修、在役检查和运行中的可试验性的设计； 一提供在调试、周期性换料或维修停堆期间进行综合性试验的 手段； 一在运行期间测试触发机构（或如果可行，棒部分插入）； 一设计成在极端条件下（例如，地震）能够执行功能。 （2）停堆系统的设计需要考虑控制棒包壳的磨损和辐照效应的 影响，如燃耗、物理特性的变化以及氨气的产生。3.6.1.3（11）也适 用于停堆系统的设计。 3.6.2.10停堆系统的有效性 （1）停堆手段必须足以防止在停堆期间、换料操作期间或停堆 状态下其他例行或非例行操作期间出现的任何可预见的反应性增加 而导致的意外临界。应确定并评估长期停堆要求和停堆状态下使反 应性增加的预期操作（诸如维修时移动中子吸收体、硼稀释操作和 换料操作等），以保证在临界分析中考虑了最大反应性工况。 （2）设计中应考虑各种因素来确定停堆棒的数目和反应性价 直，重要的因素包括： 1）堆芯尺寸; 2）燃料类型和堆芯装料方案； 3)要求的次临界裕量：
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4）一个或多个停堆装置失效的相关假设； 5）与计算有关的不确定性； 6）停堆装置的干涉效应（见附件I）； 7）停堆后堆芯的最大反应性状态，这是由许多因素造成的结 果，诸如： 一在所有燃料循环（包括换料）期间可能出现的最大反应性的 堆芯布置（以及相应的硼浓度）； 一燃料温度和慢化剂温度可信的组合造成的最大反应性： 一导致设计基准事故工况的正反应性引入量； 一停堆后随时间变化的氙的总量； 一吸收剂的消耗。 （3）应论证停堆系统的有效性： 1）在设计阶段通过计算来加以证明； 2）在调试期间和每次换料后启动之前，通过适当的中子和工艺 参数的测量确认堆芯装载的计算结果； 3）在反应堆运行期间，测量和计算覆盖实际和预计的反应堆堆 芯工况。 上述分析应包括停堆装置故障假设下的堆芯最大反应性工况。此 外，在停堆系统出现单一随机故障时，应保持停堆裕量。 （4）如果停堆系统的运行是手动或部分手动的，应满足手动操 作的必要先决条件。 （5）停堆手段可部分用于正常运行时的反应性控制和中子注量
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QYLZ 0003S-2015 云南蓝钻生物科技股份有限公司 螺旋藻片核动力厂反应堆堆芯设计