1、E.J 中华人民共和国核行业标准EJ/T 318-92 压水堆核电厂反应堆核设计准则1”2-12-07发布1993-06-01实施中国核工业总公司发布中华人民共和国核行业标准压水堆核电厂反应堆核设计准则1 主题内容与适用范围本标准规定了压水堆核电厂反应堆核设计基本的安全和经济要求。本标准适用于压水堆核电厂反应堆的核设计。2 引用标准HAF 0210核电厂燃料装卸和贮存系统HAF 0214 核电厂堆芯的安全设计HAF 0310核电厂堆芯和燃料管理EJ 312 压水堆核电厂运行及事故工况分类3 燃料燃耗与燃料管理EJ/T 318-92 代替EJ318-88 3. 1 设计应给出第一循环及后续循环包
2、括平衡循环堆芯的合理设计（见HAF0214附录Ill ) 至少应包括下列因素的合理性za. 不同燃料富集度组件的分区装载；b. 可燃毒物组件布置Pc. 控制棒分组及布置zd. 卸料组件比燃耗ze. 换料组件富集度zf. 倒、换料方式Fg. 临界棚浓度随燃耗的变化等。3. 2 各循环初堆芯的燃料装载，必须提供足够的剩余反应性，使循环末的卸料比燃耗达到预期值。3.3 燃料的最大比燃耗不得超过设计限值，以保证燃料元件的机械完整性。3.4 换料设计应满足HAF0310中2.2. 5条的有关要求。4功率分布控制4. 1 给出堆芯XY平面组件功率分布、轴向功率分布以及功率峰因子。应考虑下列主要因素对反应堆
3、功率分布的影响z中国核工业总公司1992-12-07批准1993-06-01实施I EJ/T 318-92 a. 堆芯燃耗zb. 控制棒状态；c. 工况（工况分类见EJ312); d. 缸毒Fe. 可燃毒物Ef. 反应堆功率等。4.2 在工况I，燃料棒不同高度处的最大线功率密度不应超过为满足失水事故安全准则所确定的限值。4.3 在工况E，为了避免堆芯燃料熔化，极限线功率密度不应超过590W/cm（对二氧化铀燃料）。4.4 在工况I和工况E，堆芯功率分布不导致在燃料棒表面发生偏离泡核沸腾CDNB）现象。4.5 在功率峰因子FQ和核烙升因子FH计算中，应考虑工程不确定性、燃耗、饭毒分布、燃料密实效
4、应以及计算不确定性等修正因子。4.6 堆芯功率分布应具有内在的稳定性。堆芯功率分布径向和方位角的氨致振荡应是自阻尼的E在堆芯功率输出一定的情况下，堆芯功率出现的空间振荡应能可靠地、较快地被探测和抑制。4.7 对堆芯功率和功率分布必须提供可靠的监测和分析手段。堆内测量系统的测点数量和布置应有利于根据堆内测量值推算出全堆功率分布$堆外测量系统应能提供轴向功率偏移的监测和控制。s 反应性控制s. 1 应设置两套依据不同原理、独立的反应性控制系统。例如，控制棒束与化学和容积控制系统。5.2 控制棒束系统应具有补偿因负荷改变引起的快速反应性变化和热停堆能力。5.3 化学和容积控制系统应具有补偿由包括缸中
5、毒影响在内的预期正常负荷变化和燃耗所引起的反应性慢变化和冷停堆能力。5.4 当反应性价值最大的一束控制棒卡在堆芯外，反应堆运行在任一功率水平时，仅用控制棒应能迅速实现热停堆，并有足够的停堆深度。化学和容积系统投入后应能使反应堆达到并保持冷停堆状态。5.5 正常运行时，必须限制由于控制棒提升和（或反应堆冷却剂系统冷却剂中棚稀释所产生的反应性引入速率。5.6 在正常运行时，控制棒调节组的最大插入深度不得超过规定的限值。这个限值应根据停堆能力、功率分布控制要求以及满足弹棒事故安全准则来确定。5.7 控制棒束控制系统应具有紧急快速停堆能力。控制棒的响应时间和藩棒时间应小于设计基准事故分析所确定的时间。
6、s. 8 在任何冷停堆状态下，当控制棒全部提出堆芯时，仅用化学和容积控制系统应能使反2 EJ/T 318-92 应堆保持冷态次临界状态。5.9 在工况即下（例如弹棒事故、主蒸汽管道断裂事故等），反应堆应能实现快速停堆并维持在次临界状态。6 反应性系数6. 1 应给出慢化剂反应性植度系数、密度系数、压力系数、空泡系数，燃料温度系数和功率系数。6.2 给出的反应性系数，其参数范围必须包括反应堆的所有运行工况。6. 3 在各种功率水平下运行时，慢化剂反应性温度系数应保持为负值或零，使堆芯反应性具有负的反馈特性（换料堆芯再启动零功率物理试验时例外）。6.4 反应性系数的最小和最大限值是多种参数（例如功
7、率水平、棚浓度、燃耗等）的函数分析各种运行工况和事故工况所采用的反应性系数包络值的合理性应通过适当研究加以证实。7 可燃毒物7. 1 在第一循环堆芯，为保证不出现正的慢化剂反应性温度系数，必须添加固体可燃毒物。在后续循环堆芯，也可设置固体可燃毒物，补偿初始后备反应性、展平功率分布。7.2 可燃毒物的燃耗速率要与燃料的燃耗速率较好地匹配。7.3 必须评价固体可燃毒物的燃耗对堆芯功率分布，特别是对局部功率峰因子的影响。8 中子源8. 1 在初始堆芯中必须装入启动中子源（一次中子源）。一次中子源的强度，必须满足启堆探测系统的最低计数要求。8.2 堆芯必须设置受辐照后能产生中子的二次中子源，例如SbB
8、e源，其强度必须满足启堆探测系统的最低计数要求。9 燃料贮存9. 1 必须按照HAF0210中3.7条的要求对燃料组件的装卸、传送或贮存的每个系统进行临界安全分析。9.2 应采用某些物理方法，特别是采用适当的几何布置，防止新燃料贮存系统达到临界。9.3 新燃料贮存格架间距设计的依据是：对具有最高富集度的新燃料在实际可能的最佳漫化条件下，其有效增殖系数Ke11不超过0.95。9.4 应采用某些物理方法，特别是采用适当的几何布置，防止乏燃料贮存系统达到临界。9.5 乏燃料贮存格架间距设计的依据是：在全部装载最高富集度新燃料，并浸没在水中和呈无限大几何形状时，其有效增殖系数Ke11不超过0.95。9
9、.6 当燃料组件处于反应堆压力容器内，且反应堆压力容器顶盖未到位时（例如换料或停堆维修操作时），依靠控制棒的全部插入和足够的可溶棚应能维持其有效增殖系数Keu不超EJ/T 318-92 过0.95；且当全部控制棒抽出时，可溶砌仍能维持足够的次临界度。10 计算机程序与核数据库10. 1 核设计所使用的核数据库应采用评价过的核数据。10.2 选择某一计算机程序计算特定的物理参数，应论证该程序所用的理论模型和计算方法是适当的F与所用核数据库和其他配套计算程序是自治的，能达到可接受的精度。10.3 应通过基准问题的检验，证明计算机程序的模型和计算方法是正确的。10.4 必须通过对零功率实验、物理启动实验及运行实测数据的分析，证明所采用的核数据库和计算机程序是合理的，其计算精度满足工程设计的要求。附加说明z本标准由全国核能标准化技术委员会提出。本标准由中国核动力研究设计院负责起草。本标准主要起草人：章宗耀。4 N趴肉阳同国
