EJ T 20045-2014 钠冷快中子增殖堆设计准则核设计.pdf

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1、ICS 27. 120. 10 F63 备案号：484132015 E 中华人民共和国核行业标准EJ/T 20045- 2014 2内冷快中子增殖堆设计准则核设计Design criteria for sodium cooled fast breeder reactor Nuclear design 2014一门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山。本标准由核L业标准化研究所归口。目lj本标准起草单位：中国原子能科学研究院。EJ/ T 20045-2014 本标准主要起草人：喻宏、切费、杨晓燕、周科ibli、田和春、李泽华、徐妹、马；人；击。

2、,. 1 范围5内；令快中子增殖堆设计准则核设计本标准规定了饷冷快中子增殖堆核设计的基本原则。本标准适用于纳冷快中子增殖堆的核设计。3 设计目的4 堆芯功率分布EJ/T 20045 2014 4. 1 核设计应给wl循环棚定功剧行时不同协耗F的详细呻三维功率分阳叫率峰值囚子。5 堆芯反应性控制5. 1 应确定控制栋数量、种类、在吨的布置、值和提N顺序。咽”F5. 2 应提供至少两套独立的反应性控制系统。其中，第一系统采用补偿棒和调节棒，其功能是反应堆正常启动手II正常停堆、功率调节、泪度及燃耗反应性效应的补偿、其它囚素所引起的反应性改变的补偿以及在保护参数达到保护定值时紧急停堆。第二系统采用安

3、全棒，用于实现事故情况下的快速紧急停堆。5. 3 在换料、维修及更换设备、技术检查及蒸汽发生器化学洁洗时，所有控制棒都应插入堆芯底部，考虑反应性和控制棒价值的计算误差，在最不利的情况下，应保证足够的停堆深度。5. 4 仅用第一系统停堆，当第一系统控制棒都位于堆芯底部时，可使反应堆达到冷停堆状态，并应保证即使价值最大的一根控制棒完全处于堆芯以外，反应堆仍可达到冷停堆状态，且有足够的停堆深度。EJ/T 20045 2014 5. 5 仅用第二系统停堆，当第二系统控制栋都位于堆芯底部，第一系统的控制栋都卡在运行位置不能F落，可使反应堆达到冷停堆，并应保证即使价值最大的一根控制棒完全处于堆芯以外，反应

4、堆仍可达到冷停堆状态，井有足够的停堆深度。5. 6 两套反应性控制系统JliJ.满足独立性设计要求，任何一套系统的功能不受另一套系统工作状态（正常运行政故障）的影响。5. 7 反应性控制系统对下列反应性变化应能够进行控制和l补偿：a) 堆芯长时间的反JliJ.性变化：b) 稳定功率；运行时反应性突然变化：c) 功率改变过程的反应性变化；d) 由额定功率运行到热停堆状态的反应性变化；e) 白热停堆状态到冷停堆状态的反应性变化； 换料过程的反应性变化等。5. 8 应限定由控制棒移动引起的最大反应性变化速率。5. 9 在J)J率运行时，调节棒的积分价值、微分价值及在堆芯内的位置应满足对功率变化和l反

5、应性变化的调节要求，还应保证满足相应事故的安全准则。5. 10 应给出各循环的总反应性分配，其中包括：a) 从冷停堆状态到热停堆状态的温度反应性效应：b) 热停堆状态到锁定功率的功率反应性效应：c) 燃料燃耗和裂变产物的反应性效应。5. 11 应给山再循环的中子动力学参数，包括缓发中子有效份额、分细缓发中子有效份额、每组缓发中子先驱核衰变常数矛II瞬发中子寿命。6 反应性系数6. 1 1百给山各循环反应堆堆芯如下的反应性系数：a) 冷却剂温度反应性系数：b) 饷空泡反应性系数：c) 燃料泪度反应性系数：d) 燃料生Hft！：弯曲所引起的反应性系数：e) 等温温度反应性系数： 功率反应性系数。6

6、. 2 在各种功率水平下边行时，堆芯应具有负的等混混度反应性系数手llJ)J率反应性系数，使堆芯反应性具有负的反馈特性。7 燃料燃耗和堆内燃料管理7. 1 应给山各循环堆芯含转换区组件在内的燃料管理方式手II燃料燃耗特性，包括：2 a) 循环周期氏度；b) 燃料组件和转换区组件的换料分区；c) 燃料组件和I转换区组件换料方式：d) 不同区燃料组件和转换区组件在堆内停留的循环周期数：e) 不同区燃料组件和转换区组件卸出堆外时的平均矛fJ最大比燃耗： 燃料组件和l转换区组件中重核素组分随燃耗的变化：g) 剩余反应性随燃耗变化：h) 燃料增殖特性。EJ/T 20045-2014 7. 2 各循环初的

7、堆芯装载，应提供足够的剩余反应性，使循环氏度政循环末各分区基JJ料的燃料比燃耗达到预期值。7. 3 燃料的最大比燃耗应不超过设计限值，以保证燃料元件包壳的完整性。8 中子源8. 1 必要时堆芯中应装入中子源，以便反应堆启动时，核训量系统在源量程可IL常工作，保证反应堆始终处于可监督状态。8. 2 中子源的强度应满足核测量系统的最低计数要求。9 燃料贮存和运输的临界安全应按照、HAD102/iS-2007中的要求对新燃料和乏燃料组f!I：的装卸、运输Dx贮存系统进行临界安全分析。10 计算机程序与核数据库10. 1 核设计所使用的核数据应米自经评价的核数据库。10.2 核设计中所使用的计算程序要

8、经过确认矛II验证，证明程序的理论棋型和l计算方法是适当的。10. 3 核设计中所使用的核数据库和l计算机程序应是配套和自治的，能达到设计精度的要求。10.4 应对主要核设计参数的计算结果进行不确定性分析。10. 5 应通过对零功率试验、物理启动试验及运行实洲数据的分析，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。寸ON盯寸OON可华人民共核行业标准纳冷快中子增殖堆设计准则核设计同和由f” EJ/T 20045一2014核工业标准化研究所发行北京海淀区骚子宫l号院邮政编码：100091也诏：010 62863505 总装备部军标LlJ版发行部印刷车间印刷版权专有侵权必究* 2015年2月第l次印刷定价18.00元* 2015年2月第1版印数1-50