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HAD 102／07-2020 核动力厂反应堆堆芯设计.pdf简介：

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"07-2020"可能是版本号或者发布日期，表明这份文件是在2020年7月更新的。它可能包含了详细的堆芯设计原则、材料选择、安全措施、冷却系统、运行维护要求等内容，以确保核反应堆的安全、高效和稳定运行。

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核动力厂反应堆堆芯设计

核动力厂反应堆堆芯设计

（1）运行期间，应设置整定值用于随时控制或关停反应堆。在 反应堆瞬态期间，控制和保护系统自动启动以防止对核燃料的损伤 在反应堆事故的早期阶段，应将对燃料的损伤程度降至最低。 （2）应确定设备性能要求、运行限值和操作程序以防止控制棒 价值或反应性引入速率过高，上述能力应得到证明。当违反或即将 违反任何此类限值或限制时，在可行的情况下应设置相应的报警功 能。 （3）设计限值、不确定性、运行限值、仪表要求和整定值应在 设施操作人员使用的技术规范中描述。 3.6.5堆芯监测系统 3.6.5.1应提供堆芯监测仪表以支持反应堆保护和控制系统，并提 供足够详细和及时的堆芯局部产热工况的信息。堆芯设计应考虑监 测堆芯功率大小和变化的探测器和装置，以及堆芯热量的局部分布， 以便对堆芯参数（如控制棒插入位置、中子注量率、反应堆冷却剂 温度和压力）进行任何必要的修改，并使它们保持在规定的运行范 围内。 3.6.5.2应监测冷却剂中放射性核素活度水平GB／T 38310-2019标准下载，以评估运行期间燃 料系统的完整性，并验证未超过设计或运行限值。 3.6.5.3应基于反应堆类型选择合适的堆芯监测参数，如： （1）中子注量率空间分布及相关功率分布峰值因子： （2）反应堆冷却剂系统压力；

核动力厂反应堆堆芯设计

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应适当分布在堆内，保证能可靠探测出功率密度的局部改变。堆内 和堆外中子探测器应定期校准。 3.6.5.8采用计算机化堆芯监测系统来保证堆芯的状态在安全分 析中假定的运行限值范围内。只要该系统与保护系统有耦合，系统 的鉴定就应达到与其执行功能的安全分级相适应的程度。 3.6.5.9在反应堆停堆期间，也包括燃料装载和启动阶段，当反 应堆压力容器内有燃料组件时，应提供一组满足最低要求的仪表或 仅表与中子源的组合，以监测中子注量率（例如，使用适当灵敏度 的中子注量率探测器）。需要时，还要监测产热分布。 3.6.5.10在一些反应堆的启动期间，采用中子注量率监测系统与 反应性控制装置联锁组合，以保证对特定的中子注量率范围选用最 合适的监测装置，并避免不适当的事故保护停堆。这种联锁系统的 设计应与反应堆保护系统的设计一致。 3.6.5.11在反应堆启动期间，特别是首次启动时，中子注量率远 远低于满功率时的中子注量率，所以需要更灵敏的、临时的中子探 测器来监测中子注量率。为使中子注量率水平提高到启动中子注量 率监测器的量程之内还可能需要使用中子源。中子源的设计应保证： （1）中子源在计划寿期内功能正常并可为中子注量率监测器提 供足够的信号； （2）中子源与燃料组件及其支承结构相容。

3.7.1 设计考虑

3.7.1 设计考虑

核动力厂反应堆堆芯设计

3.7.1.1堆芯管理的王要目标是保证安全、可靠并优化使用反应 堆核燃料，同时保持在运行限值和条件内。 3.7.1.2每个换料循环设计都应采用适当的堆芯反应性和功率分 布控制手段以满足燃料设计限值。 3.7.1.3尽管堆芯管理的细节取决于反应堆类型，但在所有情况 下堆芯管理程序应提供： （1）在整个燃料循环中有效地执行堆芯管理功能，以保证堆芯 参数保持在燃料管理设计限值内。堆芯管理功能包括：堆芯设计（燃 料组件装载规范和装载方案提供优化的燃料燃耗和需要的中子注量 率设计）、燃料组件采购、反应性测定和堆芯性能监测。 （2）堆芯运行策略允许运行的灵活性和良好的燃料利用率，同 时保持在堆芯管理设计限值之内。 3.7.1.4 堆芯设计 （1）为了使反应堆在运行时达到所期望的堆芯反应性和功率分 布，应提供下列信息： 一每个燃料循环（轻水堆）中燃料组件的装载方案（包括燃料 棒的富集度和配置）和目标； 一燃料组件的后续卸载和装载计划； 一反应性控制和停堆装置的布置； 一需移除、插入或调整的可燃毒物和其他堆芯部件。 （2）应提供燃料燃耗、可燃毒物的消耗和其他反应堆物理参数 作为安全分析，核动力厂监测和保护系统以及操作规程的输入。因

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通过特定的措施和设备能够防止燃料组件错装，则应证明这些预防 措施的有效性和可靠性。如果不能证明特定的预防措施是充分的， 则应进行计算分析。 3.7.2堆芯管理设计限值 3.7.2.1反应堆堆芯分析应验证堆芯燃料装载方式是否满足所有 适用的核动力厂状态下的燃料设计限值。 3.7.2.2出于实际原因和简化考虑，对于轻水堆，可开发监测核 关键安全参数（见3.6.5.3）的系统用于验证换料堆芯设计的适用性。 3.7.3特殊堆芯布置 3.7.3.1混合堆芯 （1）当不同类型的燃料组件装入堆芯（所谓的混合堆芯）时， 所有类型燃料组件应满足所有适用的核动力厂状态下的燃料设计限 值。应对首次装料和后续的混合堆芯换料进行评估。评估应包括： 各种类型燃料组件的尺寸、机械和热工水力响应（例如通过燃料组 件的压降特性和流速），每组燃料组件与原始堆芯中子和热工水力 特性以及相关的安全分析的兼容性。应验证堆芯监测系统采用的临 界热流密度或临界功率关系式是否适用于混合堆芯中所有类型的燃 料组件。 （2）对于不同的燃料组件设计，应评估相关的核关键安全参数： 如反应性、反应性系数、控制棒价值和功率分布。燃料组件相容性 的评估可基于考虑适当措施的单个燃料组件计算来代表所有燃料组 件。应评估相关的堆芯范围内参数的组合影响，

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（5）对于MOX燃料，应限制最天环含量以保持一个负的反应性 空泡系数。 3.7.3.3负荷跟踪和功率调节 （1）只要采用，就应把负荷跟踪（见附件I）、功率循环、反应 堆启动和灵活性换料等运行工况的影响叠加到功率分布和温度史 上，来评价热疲劳对燃料棒热工机械响应的潜在影响，如裂变气体 释放到芯块包壳间隙而导致的压力增加和燃料包壳疲劳。 （2）一旦确定了所需的灵活性程度，就应对核动力厂设计和运行 的影响（如安全分析、运行限值和运行工况的要求）进行深入评价。 在此基础上，制定附加的技术规范进行限制并实施。 （3）为实施负荷跟踪和功率调节时的堆芯反应性控制，应保持堆 芯和发电机功率平衡以及反应堆状态稳定。 （4）应调整运行限值以包络因负荷跟踪运行引|起的扰动（见附件 。 3.7.3.4有燃料棒泄漏时的反应堆运行 （1）燃料棒破损将影响核动力厂运行人员出入、工作计划和人员 剂量。反应堆堆芯带缺陷的燃料棒运行时应满足技术规范中冷却剂 放射性核素活度限值规定的放射性化学要求（见附件I）。 （2）应在堆芯设计和运行大纲中制定操作程序和限值，保证堆芯 带缺陷燃料组件运行时，核动力厂人员的放射性剂量不超过剂量约 束值。在轻水堆中，如果超过了运行放射性化学限值将停堆，并且 在停堆后按照程序更换所有带缺陷的燃料组件。在加压重水堆中

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通过降低功率水平，将有缺陷燃料的裂变产物释放和随后的包壳二 次氢化减至最低（见附件I）。 3.7.3.5燃料组件修复后的堆芯重新设计 （1）在轻水堆中，对于含有损伤和泄漏燃料棒的燃料组件可用 替换棒、假棒或空置进行修复和重组。应限制空置的使用，以满足 设计限值。 （2）应评估重组燃料组件对反应堆堆芯设计的影响。 3.7.4燃料组件设计和堆芯管理对燃料操作、运输、贮存、后处 理和处置的影响 根据纵深防御概念确定设计限值，以满足所有适用的核动力状 态下的安全要求。在第3.4.2.2和3.4.2.3节描述的燃料设计限值应折 展，以保证燃料棒和燃料组件从堆芯卸出后，保持完整（如适用） 或在燃料循环后端处置阶段不会进一步降级（以防止燃料棒泄漏）。 然料循环后端处置包括：操作、运输、贮存、后处理和处置。以下 然料性能参数可能对燃料棒和燃料组件辐照后行为产生影响： （1）寿期末燃料棒内压 即使燃料棒能够一定程度上承受超过正常冷却剂压力而不会在 正常运行中失效，但当冷却剂压力降低时（例如在乏燃料贮存设施 中），在这种高压下使用的燃料棒可能无法操作。这对于在较长时 间内保持高温并从燃料材料中释放氮气的MOX燃料是尤其重要的。 （2）大量包壳氢化和包壳机械性能 在正常运行中，局部氢化（例如由于腐蚀层剥落或轴向芯块间

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控制系统）在整个寿期内的安全运行需要稳健的程序，用于设备设 计和分析过程的鉴定、检查和试验

一运行经验来确定。应确定以往经验的基础，并评估运行 参考最大燃耗和堆芯功率运行经验，并将燃料组件性能与

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磨蚀、氧化、氢化、水垢累积、燃料组件弯曲等现象确定的设计准 则进行比较。

应设计系统使之能鉴别每个燃料组件及其在堆芯中的方向。在堆 芯燃料初始装载或堆芯换料重装载之后，应检查每个燃料组件的位 置和方向以验证燃料位置和定位是否正确。

4.4原型组件和先导组件试验

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（11）控制棒和导向管磨损（对压水堆）。 4.4.4如果无法对新燃料组件设计或新设计特征进行堆内试验， 则应特别注意分析评估和加强检查或监督，以验证燃料设计能力和 性能特征。

（11）控制棒和导向管磨损（对压水堆）。 4.4.4如果无法对新燃料组件设计或新设计特征进行堆内试验， 则应特别注意分析评估和加强检查或监督，以验证燃料设计能力和 性能特征。

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表I.1提供了在本导则中使用的术语的补充技术信息，并为本导 则中给出的设计建议提供其他背景或支持性示例。

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《城市绿化规划建设指标的规定》核动力厂反应堆堆芯设计

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在燃料棒、燃料组件、反应性控制组件、中子源组件 和阻力塞组件的设计中应考虑的问题

《建筑给水钢塑复合管管道工程技规程 CECS125：2001》（7）辐照下的热工机械性能； （8）微观结构随辐照的变化

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