HAD 102／15-2021标准规范下载简介：
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HAD 102／15-2021 核动力厂燃料装卸和贮存系统设计.pdf核动力厂燃料装卸和贮存系统设计
2.3.7.1燃料装卸和贮存系统中的安全重要物项必须是此前在相 当使用条件下验证过的，否则该物项必须具有高质量且其技术经过鉴 定或试验。 2.3.7.2当引入未经验证的设计或设施，或存在偏离已有工程实践 的情况时，必须借助适当的支持性研究、特定验收准则的性能试验 或通过其他相关应用中获得的运行经验的检验，来证明其安全性能是 合适的。新的设计、设施或实践必须在投入使用前经过充分的试验 并在使用中进行监测，以验证达到了预期效果。 2.3.8安全评价 为了满足HAF102中关于安全评价的要求，在燃料装卸和贮存系 统的设计过程中应尽早开展安全评价。随着设计和确认性分析活动之 间的不断迭代，安全评价的范围和详细程度随着设计的深入不断地扩 大和提高。关于确定性安全评价和概率论安全评价的建议，参考相关 核安全导则。 2.3.9其他考虑 2.3.9.1除了确保燃料贮存安全外，燃料装卸和贮存系统的设计应 便于实施以下活动： （1）检查燃料（包括棒和组件）； （2）安全重要物项的维修、定期检查、校准和试验： （3）识别每个燃料组件： （4）核燃料衡算和控制活动； （5）去污、维修和退役。
DGJ32TJ 142-2012 建筑地基基础检测规范2.3.9.2设计上应采取措施减少正常操作过程产生放射性
核动力厂燃料装卸和贮存系统设计
2.3.9.3燃料装卸和贮存系统的构筑物、系统和部件的设计应考虑 辐照影响
3燃料贮存系统构筑物、系统和部件的设计基准
3燃料贮存系统构筑物、系统和部件的设计基准
为移动设备提供所需的接口
3.2 纵深防御的应用
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3.2.1之燃料贮存系统的设计应包括多重手段，保证在设计考虑 的所有核动力厂状态下排出已辐照燃料的余热和保持已辐照燃料贮 存的次临界裕度。 3.2.2应识别已辐照燃料余热排出手段潜在的共因失效并评估失 效的后果。在可能导致燃料组件裸露或排出余热中断的情况下，应通 过实施多样化和穴余的措施最大可能地消除已识别的缺陷。 3.2.3各种冷却措施之间的完余性、多样性和独立性的组合应用 应证明冷却剂的温度不会超出运行状态和事故工况所规定的限值，并 防止燃料组件的裸露
应详细描述燃料贮存系统所执行的安全功能，以及各主要构筑物 系统和部件在安全功能执行中所做的贡献，以确定本系统构筑物、系 统和部件的设计基准
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3.5.1安全重要物项应设计成能抵御由内部危险引起的载荷。 3.5.2燃料贮存系统的完余设备应尽可能地隔离或完全隔离，并 在必要时加以保护，防止系统丧失执行安全功能的能力。 3.5.3应保证单一内部危险不会导致之燃料贮存系统的冷却能力 全部丧失。 3.5.4应考虑由旋转机械故障、承压设备破裂或其他可能途径产 生的飞射物，必要时应提供防护，以保证不存在安全上不可接受的后 果。尤其需要考虑气体和常规燃料的贮存及其相关的运输安排，以防 止潜在爆炸产生的飞射物。 3.5.5所采用的设计应提供适当裕量，以防止由于内部危险引起 的陡边效应。 3.5.6应根据内部危险相关的核安全导则识别与本系统设计有关
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的内部危险，并制定相应措施保护燃料贮存系统和设备免受这些内部 危险的影响。 3.5.7影响燃料装卸和存系统设计的内部危险典型案例包括载 荷跌落、内部水淹、管道破裂、火灾和爆炸。 3.5.7.1载荷跌落1 （1）应考虑载荷跌落的可能性。跌落事故可能会损坏已贮存燃料 或影响其他安全功能的执行。燃料操作过程中的载荷跌落主要是由设 备故障或操作人员失误引起的。根据载荷跌落的后果，载荷分为重载 和轻载： 一对于轻载（如燃料组件），设计应考虑该载荷在其任何操作区 或内的跌落； 一对于燃料贮存区域重载的操作，应采取设计措施避免重载的跌 落。 （2）在燃料贮存区域，应通过对装卸料、燃料贮存和容器装载区 或的合理布置、以及燃料装卸设备的可靠设计避免在燃料贮存区域发 生重载跌落： 一燃料装卸和贮存系统的设计和布置应避免重载在燃料贮存区 或上方经过。应通过燃料贮存区域结构独立性、设置结构围堰或其他 结构等措施防止重载跌落的间接影响，以避免在重载跌落于燃料贮存 近区域时造成乏燃料池水装量的大量丧失；或 一起重机满足单一故障保护设计及相关吊具的保守设计，可以
1本导则中的载荷是指操作的重载和轻载。重载：操作的载荷其重量大于单个带最 燃料相关组件的燃料组件加上相应操作工具的总重量。轻载：操作的载荷其重量小 或等于单个带最重燃料相关组件的燃料组件加上相应操作工具的总重量。
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排除与换料操作相关的重载跌落。这类重载包括反应堆压力容器顶盖、 堆内构件和燃料容器等。 3.5.7.2内部水 新燃料干法贮存区域的设计和布置应能为防止内部水淹提供保护 （例如：防水淹屏障、避免水管穿过干法贮存区域和适当的排水设施） 以维持次临界裕度。为了防止安全相关设备（如乏燃料监测系统和冷 却系统）无法运行或误动作，也应提供防止内部水淹的保护。 3.5.7.3管道破裂 设计应考虑： （1）保护执行安全功能的设备，防止其受到高能管道破裂的影响； （2）在出现虹吸效应或任何连接的工艺管道破裂时，乏燃料池 的水位不会降至低于安全淹没所贮存的已辐照燃料的水位； （3）应确保乏燃料池的贯穿件标高均高于乏燃料池适当的屏蔽 水层高度，以避免乏燃料池水水位由于贯穿件失效降低到屏蔽所需的 水位之下。 3.5.7.4火灾 应考虑核动力厂防火相关核安全导则提供的建议，以降低火灾发 生的概率、限制火灾蔓延、保护安全重要物项以及防止丧失安全功能。 关于燃料贮存系统防火的具体建议如下： （1）对于已辐照燃料贮存，冷却系统的各冷却手段和冷却系统 的每个亢余系列应置于独立的防火区内，或至少置于独立的防火小区 内; （2）为避免火灾，新燃料十法贮存区应位于防火区内：
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（3）应考虑火火剂对干法贮存新燃料次临界的影响； （4）应考虑灭火剂对湿法贮存的新燃料和已辐照燃料次临界的 影响（如非含硼水进入含硼水中）。 3.5.7.5爆炸 设计应考虑： （1）核动力厂内燃料贮存系统邻近区域假设爆炸产生的冲击波 和飞射物的影响。 （2）核动力厂内燃料贮存区域的氢气产生风险，并对风险进行 评估。如有氢气爆炸风险，应有相应的设计措施防止氢气产生或限制 氢气浓度（例如：确保材料与贮存水池的水化学相容或提供通风设施 这些设计措施应能确保即使在氢气浓度较高的区域，也能将氢气浓度 维持在低于爆炸下限的安全水平
3.6.1参考相关核安全导则的建议识别燃料贮存系统可能遭受的 外部危险，并采取相应的防护设计。 3.6.2针对每个外部危险或可能的危险组合，应识别和确定在危 验期间或之后需要维持其可操作性和/或完整性的构筑物、系统和部件 3.6.3设计应对燃料贮存系统中执行安全功能的安全重要物项进 行保护，或将其设计成能够承受外部危险的影响。 3.6.4保护燃料贮存系统免受外部危险的影响应主要依靠厂房的 适当布置和设计，或构筑物、系统和部件设计成能承受外部危险产生 的载荷和可能的危险组合的载荷。 3.6.5燃料贮存系统的安全重要物项应按照抗震设计和鉴定相关
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3.7.1乏燃料贮存所需的构筑物、系统和部件的性能应满足针对 不同运行状态和事故工况所确定的验收准则， 3.7.2载荷组合产生的应力应不大于构筑物、系统和部件设计规 范所规定的应力限值
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3.8.1乏燃料贮存系统安全重要物项的设计应能够承受其设计基 准中规定的所有工况，并具有适当的可靠性和有效性
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3.8.2对于采用水池系统进行燃料贮存的反应堆，其设计必须防 止在所有与乏燃料池有关的核动力厂状态下发生燃料组件裸露，实际 消除导致早期放射性释放或大量放射性释放工况发生的可能性。 3.8.3安全重要物项的可靠性应与其所执行的安全功能相符， 3.8.4应考虑影响可靠性的各种因素，以确保排出贮存的已辐照 燃料余热和维持池水装量各系统的可靠性。这些因素包括： （1）各构筑物、系统和部件设计和制造的安全分级及相关的规范 （2）与系统有关的设计准则（完余数量、抗震、与恶劣环境条件 有关的鉴定、供电等）； （3）共因失效的缺陷和相关的设计措施（如多样性、隔离和独立 性）； （4）保护系统免受内部和外部危险影响的布置措施； （5）监测、检查、试验和维修的设计措施。 3.8.5应保证燃料贮存系统采用保守设计方法。对于所有确定的 安全等级，应规定并采用相关的工程设计规范。包括： （1）适用的规范和标准； （2）经验证的工程实践； （3）保守的安全裕度； （4）鉴定。 3.8.6运行状态下的可靠性 应能探测、定位并收集从乏燃料池衬里泄漏的池水。应在设计队 考虑水池维修的可能性， 3.8.7事故工况下的可靠性
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3.8.7.1在设计基准事故下排出已辐照燃料余热所需系统的设计 应满足单一故障准则。 3.8.7.2在设计基准事故下排出已辐照燃料余热所必需的强制冷 却系统应配备应急电源。 3.8.7.3强制冷却系统中的单一设备故障不应导致丧失全部强制 冷却。 3.8.7.4在之燃料池水冷却丧失的工况下，用于排出已辐照燃料余 热的系统应设计成能重新启动。 3.8.7.5设计采取的布置措施应能防止所贮存的已辐照燃料组件 顶部裸露，并在乏燃料池和排空的燃料装卸隔间之间的水闸门故障泄 漏时，保持适当的辐射屏蔽。 3.8.7.6应采取设计措施，以补偿蒸发和假设事故相关的潜在泄漏 所造成的乏燃料池水损失。设计措施包括一个固定安装的系统和接口 提供紧急补水以恢复池水装量。 3.8.7.7应采取额外的措施，采用移动设备或其他固定安装的设备 以恢复乏燃料池水装量和已辐照燃料余热排出能力。这些装置应位于 能够确保操作人员可进入的区域。提供的连接装置应位于乏燃料贮存 区外。典型的措施包括但不限于： （1）连接到其他固定安装系统（如消防水系统等）； （2）在远离乏燃料池的区域安装管道和配件，以便连接乏燃料池 冷却水系统或使用移动设备输送补给水； （3）之燃料池区域设有排出热量和蒸汽的手段： （4）在交流电源长期断电（即全厂断电）的情况下，恢复乏燃料
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3.9.2.4应按照适用的规范和标准确定各载荷的组合方法
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3.10.1安全分级应考虑该物项未能执行安全功能的后果、造成的 工作人员的辐射照射和放射性释放水平。 3.10.2安全分级应保持一致性，特定核动力厂状态下执行相同功 能所必需的所有系统（包括支持系统）都应属于同一安全级别，否则 应提供采用不同分级的理由。 3.10.3承压设备的设计和制造应符合与其安全等级相符的规范 和标准，并应证明所选设计规范和标准的适用性。在选择适用于各部 件的设计和制造规范、标准时，应适当考虑其失效所造成的两方面影 响（功能无法实现和放射性释放）。 3.10.4特定构筑物或设备的设计和制造应满足与其安全等级相符 的规范和标准，并应证明所选设计规范和标准的适用性。 3.10.5燃料贮存系统的安全分级参照相关的核安全导则
3.11.1安全重要物项的构筑物、系统和部件应能承受或采取适当
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核动力厂燃料装卸和贮存系统设计
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3.13.1乏燃料贮存设施关于辐射防护的设计应满足HAF102和相 关国家标准的要求。辐射防护的具体建议参考相关的核安全导则
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3.13.2应提供适当的通风系统和屏蔽，以保持在运行状态下气载 放射性物质浓度和工作人员的直接照射处于可合理达到的尽量低的 水平。 3.13.3应配置适当的包容和过滤系统，以尽量减少对公众和环境 的辐射影响，并确保其低于运行状态和事故工况下所规定的限值。 3.13.4对于屏蔽设计，应全面考虑可能存在的辐射源项。对于乏 燃料组件辐射源，应考虑包络的边界条件，包括材料成分、组件燃耗 冷却时间、已辐照燃料的最大设计贮存量、轴向燃耗等因素的影响 并考虑表面潜在的沉积源项和结构材料活化源项。 3.13.5贯穿屏蔽屏障的贯穿件（例如：冷却系统的贯穿件或为燃 料装卸而设置的贯穿件）的设计应能避免由于直接贯穿或由于辐射漏 束而产生局部高和中子辐射场。 3.13.6由于铀环混合氧化物燃料具有放射性，为了限制对人员的 照射，装卸这类新燃料组件时应考虑设置附加的屏蔽，
3.14.1结构材料和焊接方法的选择应基于适当的设计规范和标 准。对可能受到强辐射场辐照的材料应考虑潜在的累积辐照影响效应 此外，还应考虑由于热效应可能导致的材料退化。 3.14.2用于乏燃料池衬里的材料以及其他与池水接触的结构材 料（如燃料贮存格架）应对池水的化学性质具有低腐蚀敏感性， 3.14.3与燃料直接接触的材料应与燃料组件的材料相容，并应尽 量减少在贮存过程中可能影响已辐照燃料完整性的化学反应和电位 反应。在已辐照燃料贮存期间，与已辐照燃料直接接触的材料不应使
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已辐照燃料受到污染而严重影响已辐照燃料的完整性。 3.14.4燃料贮存系统选用的材料应便于表面去污。 3.14.5应考虑去污材料与运行环境的兼容性。 3.14.6燃料贮存系统所用的材料应满足第3.5.7.4节关于火的建 议。 3.14.7对于采用固体中子吸收材料的燃料贮存格架，应证明在燃 料贮存格架的使用全寿期内： （1）固体中子吸收材料不会丧失其完整性和有效性； （2）固体中子吸收材料在化学上与燃料贮存格架其他部件（材料 具有化学相容性，并且在水中化学性能稳定
3.15.1应监测运行状态和事故工况下乏燃料池的水位。测量区间 应包括乏燃料升始裸露的水位到满水位，可采用连续测量或间断式测 量。间断式测量应设有必要的关键水位报警装置，以便指导操作人员 进行相关的补水操作。 3.15.2应监测运行状态和相关事故工况下乏燃料池的水温。 3.15.3应监测运行状态和相关事故工况下燃料贮存和装卸区的 气载放射性活度。 3.15.4应监测运行状态和相关事故工况下之燃料池水的放射性 活度。 3.15.5应监测运行状态下乏燃料池水的化学参数。如适用，还应 有适当的监测可溶性中子吸收材料浓度的手段。 3.15.6用于监测参与设计基准事故处理的关键参数所必需的仪
核动力厂燃料装卸和贮存系统设计
核动力厂燃料装卸和贮存系统设计
3.15.8.4之燃料池水净化系统的设计应提供措施，防止燃料贮存 这出现不可接受的污染物积聚，并在出现积聚时有措施将污染降低到 可接受的水平。管道的设计应尽量减少法兰和其他可能沉积放射性物 质的结构（如捕集装置或环路）。 3.15.8.5在正常运行时乏燃料池水的最高温度应不超过净化设备 （如离子交换器）的最高许用温度
3.16.1在已辐照燃料装卸和烂存区域包括之燃料池区域，应提供 必要的照明设备（即在操作区附近的水下照明灯）和更换水下照明灯 的方法，以便于操作、自视检查和识别燃料组件。 3.16.2用于水下照明的材料应与环境条件相容，尤其不应发生不 可接受的腐蚀或对水造成不可接受的污染， 3.16.3应尽可能提供抗撞击和热冲击的照明装置。 3.16.4选择偏暖色的光源，可以最大限度地扩大光在水中的传播 范围
然料装卸系统设备和部件的设计
4.1.1燃料装卸系统主要用于反应堆燃料的装入和卸出。轻水反 应堆的燃料装卸系统的设备主要包括： （1）装卸料机，用于在反应堆装卸新燃料组件或已辐照燃料组 件，并借助燃料运输系统在反应堆和贮存位置之间运输燃料组件TCAMDI 004-2020 输液、输血、注射医疗器具用丙烯腈-丁二烯-苯乙烯共聚物(ABS)专用料，或 直接将燃料组件运输至贮存位置； （2）通过燃料运输通道在反应堆水池和之燃料池之间运输燃料
核动力厂燃料装卸和贮存系统设计
组件的燃料运输系统（适用于乏燃料池位于反应堆厂房外的典型压水 堆。燃料运输系统包括燃料运输管道、水下燃料运输设备）； （3）用于在燃料贮存区运输和定位燃料组件的燃料装卸设备 （如起重机、新燃料升降机和燃料抓取机等）； （4）各种操作工具（如控制棒驱动轴的脱扣工具、新燃料组件 抓取工具、乏燃料组件抓取工具等）。 4.1.2用于重水堆（水平通道型）的燃料装卸系统的设备主要包 括： （1）用于将新燃料运输至装卸料机的系统（新燃料输送机）； （2）用于将新燃料装入反应堆并从反应堆卸出乏燃料的换料系 统（装卸料机）； （3）用于将从装卸料机卸出的乏燃料运输至卸料池的卸料系统 （升降机）； （4）用于在卸料池、接收池和贮存池之间运输乏燃料的燃料运输 系统； （5）用于在接收池厂房和乏燃料贮存池厂房内操作乏燃料的起 重机和人桥吊； （6）各种操作工具（如燃料棒束抓取工具等）
4.2.1应确定燃料装卸系统每个设备和部件的设计基准。安全重 要物项的设计基准需考虑的要素参见3.1.3 4.2.2在运行状态和事故工况下，应限制载荷以确保既不会造成 燃料组件损坏或意外临界，也不会对乏燃料池结构或燃料装卸设备造
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成损坏。 4.2.3在设计燃料装卸系统设备和部件时应采取措施避免在燃料 装卸和运输操作期间燃料组件跌落、卡住或堵塞。 4.2.4在设计燃料装卸系统设备和部件时应采取措施，避免在燃 料操作期间燃料操作工具的跌落。 4.2.5燃料装卸系统设备和部件应采取设计措施，避免在燃料操 作期间出现零件松动
4.3.1燃料装卸系统的设备和部件应设计成在燃料装卸操作期间 维持燃料贮存的次临界裕度、避免燃料组件损坏、防止产生高辐射场 和超过规定限值的放射性释放。 4.3.2应详细说明主要设备和部件对安全功能的贡献，以确定其 设计基准
GB/T 5517-2010 粮油检验 粮食及制品酸度测定核动力厂燃料装卸和贮存系统设计
工作人员、公众和环境。 4.4.4在反应堆进行燃料移动操作时，应通过适当的可靠措施防 止燃料错放。 4.4.5设计应考虑燃料装卸系统受力过大或载荷跌落造成燃料组 件损坏。可能造成燃料组件损坏的燃料装卸系统故障实例包括燃料组 件勾挂、升降时水平运行以及带载时抓具意外释放导致燃料组件跌落 也应考虑由于超行程运行（例如：在燃料组件到位后继续下降或向上 运行至硬止挡）和超速而造成燃料组件的机械损坏