EJ T 324-1988 压水堆核电厂燃料相关组件设计准则.pdf

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1、PDF 文件使用 pdfFactory Pro 试用版本创建 、工，中华人民共和国核工业部标准压水堆核电厂燃料相关组件设计准则1 主题内窑与遥1回本J佳贝，)规定了设计II.水准核电广燃料相关组件应该满足的要求。本准则适用于座水难核电广东格型然科相关组伶的设计。EJ 324-88 应水Jflf核电广燃料相关组件是指按勘l棒组件、可燃物组仲、中子源组件和阻力察组件.除按剑桥i且件外的所有燃料相关!A件寇义为固我相关组件.本准则涉及与燃料相关组件机械设计1i:t竟有关的核设计和热工-7)(力设计问题.2 引用标准EJ 31 2 (水难核咆厂运行及事故工况分类p3工况分类本准则所涉及的四类工况的!义

2、见EJ312 4 控制橡及其组佯设计准则4. 1 控制榜组件所用各种材料必须符合国板、部标或有关堆用材料标准.4.2反应堆运行时，控制捧中予吸收体最高中心温度应低于中子吸收体的相变革1111或结点，不允许在燃料组件导向管和控制格之间的环形冷却Jl!J流遂中发生体识沸腾.4. 3 除采用第材料作中子吸收你可不佼用包先管外，我:余中子吸收4年材料均应封辈辈在耐腐蚀的金属包先管内。4.4 反应堆运行初期，在冷却用j压力和工作温度作用下，按湖格也先必须是自立的-4.5 在搭个设讨寿期内，控剖惨包窍不应友生生理变确塌.4.6 在m个设tJ-;每期内，然态时桂树梅内部气体压力应低于冷却如j工作压力.4.7

3、 控制协组伴在中子销熙、流体力产生的拨动、腐蚀、升为和压力波动作用以及控钢待动作、地震、移捋llf堆销况下，应保持续向完整攸关在导向管中运动自如，在设计寿期内，控制捺组件应能承受规定的步跃次数及快插.:戴的动作的作用.4.8 控制将及其导向管水力缓冲段的设计，均必须考虑、到快速部将要求并使落俘衍程终了时的控制销每抖。东边低于-个合理!(S.控制栋件的机械缓冲弹簧设怜，必须有效地吸收控制稽组件籍|牵线了n苦的能辰，以尽嚣减，I、燃料iE件和经常H事!A件的相互冲击为.4.9 控制榨忽件的长J!l:设计必须使控制栋!A件在反应堆中处于行程段上位时，只控制停下铺仍在导向管内，旦控制怜中子吸收体全部虫

4、子!l;志之外.4. 10 奥民你不锈钢控制捺组件强f1i设计，控制陈包先管设计应为强m:政设计温度下JiI!DiHiI!的2/3.郁件应为酬t州三强1!t理论计算。f司附设讨应力强度(Sm)取下述刷刷Jl在诲-F规寇的负1)、就拉强度的1/3!Jl(规定的枭小屈服强度的2/31设tti!lU下抗拉强度的1/3或屈lHM度的90q奋，但不能跑过1i泌下规寇的段小屈阪强度的2/3.部件许闲庭为强度限值如我1 4. 11 榄芯、中所有控剧将组件，在结构上必须有!.换性，要求在于状态下，控制梅ill.件在燃料统件中的如幅为不应超过一个合理限1.中华人民共和国核工业部1988-0S-0S批准J3G 1989-01-01实施 PDF 文件使用 pdfFactory Pro 试用版本创建