EJ T 20044-2014 钠冷快中子增殖堆设计准则反应堆结构总体设计.pdf

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1、ICS 27. 120. 10 F63 备案号：48412-2015 中华人民共和国核行业标准EJ/T 20044 2014 2内冷快中子增殖堆设计准则反应堆结构总体设计Design criteria for sodium cooled fast breeder reactor General design of reactor structure 飞2014-11-17发布2015-02-01实施国家国防科技工业局发布,) 本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：中国原子能科学研究院。目IJ 本标准主要起草人：孙刚、杨孔雳、王明政、董碧波、田传久、徐妹

2、。EJ/ T 20044 2014 I , 1 范围内；令快中子增殖堆设计准则反应堆结构总体设计, F EJ/T 20044-2014 本标准规定了座池式饷冷快中子增殖堆的反应堆结构总体设计的要求，除堆本体外，还包括堆内换料系统设备和l部分堆外换料系统设备。本标准适用于应池式饷冷快中子增殖堆2 术语和定义2. 1 下列术语和定义适用于本比i血。座池式制冷快中子增玛推qof type sodium cooled fast breeder r 支承形式采用甜式支盛的池声讷冷快中子增殖堆。3 功能要求3. 1 3. 2 3. 3 3. 4 4. 1 4. 2 4. 3 5 一般要求6 铀的隔离与密封

3、6. 1 纳的隔离1)通过隔热、冷却等措施阻止热量传递、温度升高。1 EJ/T 20044-2014 饷的隔离要求如Ff: a) 对于饷系统应提供惰性气体覆盖保护，防止饷与空气按触：b) JIY.提供可靠的保护措施来防止饷与水的接触；c) JIY.提供可靠的保护措施限制泊类介质进入饷中；d) 应采取适当措施防止泄漏的纳与混凝士直接接触。6. 2 防止纳的泄漏反应堆的结构设计考虑防止f内的泄漏，要求如下：a) 包容铀的系统和l部件的设计、制造、运行手监测应把饷泄漏的风险减少到可接受的水平：b) 反应堆容器讷液位以F不应设置贯穿件，反应堆覆盖气体；ill界的贯穿处应有可靠的密封：c) 1：在采取超

4、压保护措施，严格限制堆内覆盖气体压力的变化，避免因覆盖气体压力突然增高而出现从i住页贯穿处啧饷的可能；d) 在进行系统设计时，一回路系统的压力应低于二回路系统的压力，以防中间热交换器传热管破裂后一回路带放射性的饷向二回路泄漏。6. 3 限制制泄漏的后果设计中考虑在发生饷泄漏时限制其后果的措施，要求如F:a) 发生饷泄漏时，应保证安全停堆，堆容器最低液位可保证堆芯淹没矛II余热导出：b) 包容纳的重要部件和1系统（如堆容器和l一回路纳净化管道等），应设计成双层结构，并在其间充惰性气体，限制号内的泄漏及缓解后果：c) 一回路饷净化系统管道与堆容器的连接结构设计应具备防止管道破裂时囚虹吸现象造成大规

5、模一回路饷泄漏的功能；d) 在可能发生饷泄漏的地方，应设置能早期探测饷泄漏的系统和1装置，以便及时采取正确的对策手II措施，并尽可能设置限制饷继续泄漏的装置，在讷泄漏到空气中的部位应配有非能动接饷盘，限制讷的燃烧量：e) 饷气溶胶).lj(;反应产物可能影响反应堆部卡二执行其功能的地方，应设计有预防或消除这种影响的措施和l装置。7 机械设计7. 1 材料选择7. 1. 1 反应堆设备和l部件应按照它们的工作条件（介质、温度、辐照、载荷）、功能要求和制造工艺合理地选择材料。7. 1. 2 结构材料，尤其与饷和饷蒸汽接触的材料应有良好的耐腐蚀性、高泪机械性能和工艺性能，堆内结构材料还需要有良好的抗

6、辐照性能。7. 1. 3 应根据材料的工作条件和加工工艺，严格控制碳、氮和10铁素体的含量，限制奥氏体不锈钢发生品问腐蚀的危险。7. 1. 4 与一回路饷冷却剂接触的部件，特别是堆内设备和部件，应尽量限制或禁止使用含有活化截面大，llJ(;半衰朋i豆、容易引起辐照脆化的元素的材料，材料中的钻含量不超过规定限值。7. 1. 5 摩擦副材料，特别是在饷中的摩擦副材料应具有良好的抗自焊性、耐磨性能和低的摩擦系数。7. 1. 6 使用的保温材料应对不锈钢设备无污染。7. 1. 7 反应堆上运动部件所使用的润滑材料，应具有良好的润滑性能、相容性和耐辐照性能，并采取可靠措施防止其漏入堆内。7. 2 结构设

7、计7. 2. 1 反应堆各设备和部件应按设计工况进行设计，并针对各种工况和试验条件对其进行应力和l变形计算，对主要承压部件还应进行疲劳和蠕变分析。2 EJ/T 20044一20147. 2. 2 日对反问堆本体、一回路设备和l堆内换料系统设备的一体化结构进行优化设计。在满足功能的前提下，尽量使结构紧凑，减小总体尺寸矛II金属材料J-8茧，提高经济性。7. 2. 3 旋塞、中心测量柱和l堆芯支承结构的设计院保证长期运行后仍能达到控制棒驱动线的对中要求。7. 2. 4 堆内设备和l音fj:JIY.布置合理，满足热工流体力学的设计要求，为各Jflt内部件提供所需的冷却流道，使堆内流量合理分配，井有利

8、于减小堆内部件流致振动，有利于提高堆内自然循环能力、余热导山能力。7. 2. 5 应防止可能妨碍安全停堆的变形。在运行状态和事故工况下，堆芯矛II堆芯支承结构的变形不妨碍控制棒的自由运动，其引起的反应性增加应限制在事故保护系统和停堆系统的控制能力之内。7. 2. 6 应防止妨碍堆内换料的堆芯织件弯曲变形矛II位移。堆芯细仲的约束系统设计应使堆芯纽111：变形产生的细件操作头的位移矛II纽fj：间的摩擦阻力不超过限值。7. 2. 7 反应堆设备和l部件在反应堆寿期内$具有足够的抗震能力，满足各自抗震类别的要求。7. 2. 8 在反应堆寿期内的所有工况下，应保持压力边界的完整性，反应堆容器所受快中

9、子辐！在、注量不超过设计限值，其材料机械性能的变化不超过允许限值。应防止反应堆冷却剂边界的破裂，构成反应堆压力边界的部件设计应具有足够的安全裕度。7. 2. 9 在运行状态下，应保证堆芯结构的完整性，防止堆芯支承结构的故障引起堆芯冷却剂流量的减少。7. 2. 10 停堆系统的设计应具有多重性和多样性，至少设计两套采用不同设计原理的独立系统，以保证在运行状态和l事故工况下能执行其安全功能。7. 2. 11 堆顶设备和部件应合理地布置，以便于运行管理和检修操作，并为堆顶设备装拆专用工具留有操作空间，设备更换时应保证反应堆的密封性。7. 2. 12 反应堆屏蔽的设计应满足反应堆重要部件在寿期内所受累

10、积辐照损伤不超过限值，反应堆顶部屏蔽除满足辐射屏蔽功能要求外，还应满足热屏敝矛II承载要求。7. 2. 13 反应堆顶部结构及堆坑应设通风冷却系统，为反应堆各设各及堆1页屏蔽、堆坑混凝土提供适当的冷却条件，使其温度不超过设计限值。7. 2. 14 堆内换料系统的设备和l部件是覆盖气体系统压力边界的组成部分，在运行状态下应保证其结构完整性和密封性。7. 2. 15 堆内换料操作应在一回路饷及其覆盖气体密闭状态下进行。7. 2. 16 设计时应有防止不同类型堆芯纯利装载位置错误的机械措施。7. 2. 17 在确保可靠地完成规定换料区域的操作功能的前提下，应尽量减小旋转屏敝塞的径向尺寸。7. 2.

11、18 反应堆设备和部件的设计应考虑便于装拆、更换、检修。7. 2. 19 反应堆I设备和部件（特别是堆内部仲）的连接应尽量采用焊接结构，确需使用紧菌件时应采取可靠的防松措施。7. 2. 20 反应堆结构设计应考虑在役检奇和便于退役的要求，并满足有关规定。7. 3 制造、安装及试验反应堆的结构设计应考虑便于制造、安装、试验和l调试。寸FON寸寸OONJU华人民共和核行业标准纳冷快中子增殖堆设计准则反应堆结构总体设计EJ厅200442014 国中, * 核工业标准化研究所发行北京沟淀区骚子营l号院illl政编码：100091电日；z010-62863505 总装备部军标出版发行部印刷车间印刷版权专有侵权必究* 2015年2月第1次印刷定价18.00元2015年2月第1版印数1-50