EJ_324_1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则
压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则
一、概述压水堆核电厂是一种常见的核能发电设施，其冷却水系统设计对于保障设备安全、提高发电效率至关重要。
本文将着重探讨压水堆核电厂设备冷却水系统的设计准则。
二、设备冷却水系统概述1. 设备冷却水系统的作用设备冷却水系统主要用于将核反应堆和其他关键设备产生的热量散发到周围环境中，以保持设备的正常运行温度，并确保核电厂的安全运行。
2. 设备冷却水系统的组成设备冷却水系统包括主冷却回路、冷却水泵、热交换器、冷却塔、冷却水池等组件，通过这些组件将热量从核设备中传递出去。
三、设备冷却水系统设计准则1. 安全性设备冷却水系统在设计时应考虑安全性，保证系统具有足够的冷却能力，以应对设备意外停机、紧急停机等突发事件，确保设备和人员的安全。
2. 效率设备冷却水系统设计应确保系统具有高效率，通过科学合理的设计，尽量减少能源消耗，提高核电厂的发电效率，降低运营成本。
3. 可靠性设备冷却水系统的设计要求具有高可靠性，能够在各种条件下稳定运行，保障核设备不会因为冷却问题而停机，影响核电厂的正常运行。
4. 环保性设备冷却水系统的设计需要充分考虑环保因素，减少对环境的影响，避免因系统运行而产生的废水、废热对周围环境造成污染。
5. 新技术应用设备冷却水系统的设计应当积极采用新技术，在材料、设备、工艺和控制方面不断创新，以适应核能行业的发展和需求。
6. 国际标准设备冷却水系统的设计应遵循国际标准，确保系统的设计满足国际上的安全、环保、效率等相关要求，提高其竞争力和适用性。
四、设备冷却水系统设计实践案例分析通过对国内外一些压水堆核电厂设备冷却水系统设计实践进行分析，可以发现实践案例中的成功经验，进一步总结并完善设备冷却水系统设计准则。
五、结论在压水堆核电厂设备冷却水系统的设计中，需要充分考虑安全性、效率、可靠性、环保性、新技术应用和国际标准等因素，不断改进和完善设计准则，以推动核电厂冷却水系统的高质量发展。
结合实践案例进行分析和总结，对于提高设备冷却水系统的设计水平和水平具有重要的指导意义。
EJ314-1988 压水堆核电厂事故分析安全判据
F 77E J 314—1988水核故析全1988-06-051989-01-01华共加本标准由核工业部核电局提出。
本标准由核工业部上海核工程研究设计院负责起草。
本标准主要起草人：张廉。
1 主题内容与适用范围1.1 主题内容事故分析是核电厂安全分析工作中的一项重要内容，它的目的不仅是用以对核电厂的安全性作出评价，更重要的是要用以改进和增强核电厂的安全设计以及指导安全运行。
因此，一般规定对核电厂现实可能发生的各种事故都要仔细进行分析，必须在每项事故分析后提出有效的防事故安全措施，并落实到安全设计中去。
压水堆核电厂设计时应分析的事故约有30种。
按事故的严重程度及其可能发生的频度，一般分为三类（见《压水堆核电厂运行及事故工况分类》）：中等频率事故，稀有事故，极限事故。
1.2 适用范围本标准适用于压水堆核电厂事故分析。
本标准不适用于仅作为厂址选择时安全评价用的最大可信事故（最大假想事故）的分析。
2引用标准GB 6249 《核电厂环境辐射防护规定》EJ 319 《压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则》HAF 0200 《核电厂设计安全规定》3分析要求中等频率事故一般不会造成燃料元件破损或反应堆冷却剂系统超压，事故可能对环境造成的放射性影响应低于国际GB 6249 《核电厂环境辐射防护规定》第4.2条的规定，即对公众中任何个人（成人）造成的有效剂量当量每年应小于0.25mSv （25mrem）。
稀有事故可能有少量燃料元件损坏，但对环境造成的放射性影响应低于GB 6249 第4.3条大事故的规定，即每次事故公众中任何个人（成人）可能受到的有效剂量当量小于5mSv（0.05rem）和甲状腺剂量当量小于50mSv（5rem），不会妨碍或限制非居住区以外居民的日常活动。
极限事故计算的事故放射性物质的释放量对环境影响不得超过GB 6249第４.3条中重大事故的规定，即每次事故公众中任何个人（成人）可能受到的有效剂量当量小于０.１Sv（10rem）和甲状腺剂量当量小于1Sv（100rem）。
压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则
压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则主要包括以下几个方面：
1. 设计原则：应急堆芯冷却系统的设计应满足核电厂设计基准和安全要求，确保在事故发生时能够有效地冷却堆芯，防止堆芯熔化。
2. 设计参数：应急堆芯冷却系统的设计参数应根据核电厂的特点和设计要求确定，包括冷却剂流量、温度、压力等。
3. 设备选择：应急堆芯冷却系统的设备选择应考虑其可靠性、安全性和适用性，包括冷却泵、冷却器、阀门等设备。
4. 系统布置：应急堆芯冷却系统的布置应合理，确保冷却剂能够有效地流动到堆芯区域，同时避免冷却剂流动受阻。
5. 控制策略：应急堆芯冷却系统的控制策略应合理，能够在事故发生时及时启动，确保冷却剂能够迅速流入堆芯区域，降低堆芯温度。
6. 安全措施：应急堆芯冷却系统的设计应考虑安全措施，包括设备的备份和冗余设计，以及防止系统故障和事故扩大的
措施。
7. 设计验证：应急堆芯冷却系统的设计应进行验证，包括模拟实验和计算分析，确保系统能够在事故发生时正常工作。
总之，应急堆芯冷却系统的设计准则应以安全为前提，确保在事故发生时能够有效地冷却堆芯，保证核电厂的安全运行。
压水堆核电站及燃料元件相关标准
I C S27.120.30F48案15828-2005EJ/T 542－2005代替E J/T 542-1991烧三氧化二-二氧化块S peci f i cat i on f or si nt er ed gadol i ni um oxi de-uranium di oxi de pel l et s2005－04－11发布2005－07－01实施国防科学技术工业委员会前本标准代替EJ/T 542-1991《烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块技术条件》。
本标准与EJ/T 542-1991相比主要有以下变化：a) 对原标准“化学要求”一节中的杂质、氧金属比进行了修订，取消了原标准对气体含量的要求；) 取消对当量硼含量的要求；对原标准“物理要求”一节中的芯块密度以及表面缺陷等内容进行了修订；) 对原标准“试验方法”至“标志、包装、运输、贮存”的结构进行了调整；增加了“质量保证”一章。
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：中国核动力研究设计院。
本标准主要起草人：易伟、代胜平、唐月明、沈洪、邹从沛、戴受惠。
本标准于1991年10月首次发布。
氧化-氧化块1本标准规定了烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块的技术要求、批料要求，以及取样及试验、验收规则、标志、包装、运输、贮存和质量保证的要求。
本标准适用于轻水堆中使用的烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块，也适用于含有任何235U富集度的铀和不同三氧化二钆质量分数的三氧化二钆-二氧化铀芯块。
2下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。
凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。
GB/T 10265 核级可烧结二氧化铀粉末技术条件GB/T 11927 二氧化铀芯块的密度和开口孔隙度测定 液体浸渍法EJ/T 543 核级三氧化二钆粉末技术条件EJ/T 687 烧结二氧化铀芯块承载能力试验方法33.1使用符合GB/T 10265的二氧化铀粉末和EJ/T 543的三氧化二钆粉末作为制造三氧化二钆-二氧化铀芯块的原料。
核反应堆安全与基本设计原则
安全评估的方法： 采用概率安全分 析、确定性安全 分析、风险评估 等方法进行评估
安全评估的结果： 评估结果用于指 导核反应堆的设 计、建造、运行 和退役，确保核 反应堆的安全性。
核反应堆基本设计原 则
物理设计原则
反应堆的尺寸和形状：根据核燃料的种类 和数量，以及反应堆的功率和效率来设计
反应堆的布局：根据反应堆的功率和效率， 以及燃料棒和冷却剂的选择，设计反应堆 的布局
03
04
安全监管：建立严格 的安全监管体系，确 保反应堆的安全运行 和事故处理
05
安全培训：对员工进 行安全培训，提高员 工的安全意识和应对 事故的能力
安全评估
STEP1
STEP2
STEP3
STEP4
核反应堆安全评 估的目的：确保 核反应堆在设计、 建造、运行和退 役过程中符合安 全要求
安全评估的内容： 包括核反应堆的 物理特性、热工 水力学特性、结 构力学特性、辐 射防护特性等
模块化设计：反应堆各部 分应模块化设计，便于维
护和更换
01
安全第一：确保反应堆在 设计、建造和运行过程中
都符合安全要求
02
03
物理隔离：反应堆内部各 部件之间应保持足够的物
理距离，防止事故扩散
04
核反应堆安全与基本 设计原则的关系
安全原则在基本设计中的应用
01
安全原则是核反应堆设计的核 心，确保反应堆在正常运行和 事故状态下的安全
安全第一原则：在设计过程中 始终将安全放在首位，确保核
反应堆的安全性
冗余设计原则：采用冗余设计， 确保在发生故障时，反应堆仍
能保持安全状态
独立保护原则：设置独立的安 全保护系统，确保在发生事故
压水堆核电厂化学和容积控制系统设计准则
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压水堆核动力厂新研制燃料组件审评指南
压水堆核动力厂新研制燃料组件审评指南为了确保压水堆核动力厂的安全运行，燃料组件的研制和审评显得尤为重要。
本文将介绍一份压水堆核动力厂新研制燃料组件审评指南，旨在提供一个规范和标准的指导，以确保燃料组件的质量和安全性。
一、引言在压水堆核动力厂中，燃料组件是核反应堆中的关键部件，直接关系到核反应堆的运行效率和安全性。
因此，对于新研制的燃料组件进行审评是非常必要的。
二、审评流程1. 提交申请：研制单位应向核安全监管机构提交新研制燃料组件的申请，包括详细的设计方案、材料选用、制造工艺等信息。
2. 审核初步设计：核安全监管机构对提交的初步设计进行审查，包括核素组成、结构设计、燃料棒布置等方面的评估。
3. 材料选用和制造工艺审查：核安全监管机构对研制单位选用的材料和制造工艺进行审查，确保其符合国家标准和相关规定。
4. 实验验证：研制单位应进行一系列的实验验证，包括材料性能测试、燃耗分析、辐照试验等，以评估燃料组件在实际运行条件下的性能。
5. 审查结果反馈：核安全监管机构将审查结果反馈给研制单位，包括审查意见和改进要求。
6. 产品改进：研制单位根据审查结果进行产品改进，并重新提交相关资料。
7. 最终审评：核安全监管机构对改进后的燃料组件进行最终审评，确保其符合安全要求。
8. 审查结果公示：核安全监管机构将最终审评结果公示，使其透明化，接受社会监督。
三、审评要点1. 设计合理性：燃料组件的设计应满足压水堆核动力厂的工作条件和安全要求，包括燃料棒的结构设计、材料选择、燃料棒布置等方面。
2. 材料选用：燃料组件的材料应具有良好的耐辐照性能和耐腐蚀性能，确保其在长期运行中的稳定性和可靠性。
3. 制造工艺：燃料组件的制造工艺应规范、可行，确保产品的一致性和可追溯性。
4. 安全性评估：燃料组件的安全性评估是核动力厂运行的重要依据，应包括辐射防护、热工水力、燃耗分析等方面的评估。
5. 实验验证：燃料组件的实验验证是确保其性能和安全性的重要手段，应进行一系列的实验验证，包括材料性能测试、辐照试验等。
压水堆核电站燃料组件设计与建造规则
压水堆核电站燃料组件设计与建造规则《压水堆核电站燃料组件设计与建造规则》一、燃料棒的设计规则燃料棒是燃料组件的关键部分。
在设计燃料棒时，要确保燃料芯块的尺寸精准得很呢。
燃料芯块的直径和高度那可不能随便定，得根据压水堆的功率需求、热传导特性等来确定。
比如说，芯块直径要是太大了，热量在芯块内部传导就可能不均匀，就像你烤蛋糕，如果蛋糕太厚，中间可能就烤不熟。
这是不允许的，必须保证热量能从芯块中心均匀地传导到表面。
燃料棒的包壳材料也有严格要求。
包壳得能够承受高温、高压，还得抗腐蚀。
像锆合金这种材料就比较常用。
绝对禁止使用那些容易在反应堆环境下脆化或者与燃料发生不良反应的材料。
如果用了不合适的材料，就好比给鸡蛋用了破壳的包装，在反应堆里就会出大问题。
二、燃料组件的结构设计规则燃料组件的结构要能保证燃料棒的稳定排列。
燃料棒之间的间距得恰到好处，间距太小，冷却剂就不能很好地在燃料棒之间流动，带走热量，就像一群人挤在狭小的过道里，谁也走不动。
这是不行的。
间距太大呢，又会浪费空间，也影响整个组件的紧凑性。
控制棒导向管的设计也很重要。
控制棒得能够顺利地插入和拔出导向管，这关系到反应堆的控制。
要是导向管设计得歪歪扭扭，控制棒就没法正常工作了。
这就像火车轨道要是不直，火车就没法好好跑一样。
三、燃料组件建造过程中的规则在建造燃料组件时，对燃料棒的加工精度要求极高。
每一步加工工序都得严格把关，不能有马虎的地方。
加工出来的燃料棒表面必须光滑，要是有毛刺或者坑洼，在反应堆里就可能造成局部过热或者应力集中的问题。
这就好比你穿的衣服，要是到处是线头和破洞，穿着肯定不舒服，在反应堆里就是大隐患。
燃料组件的组装过程也得按照规定的顺序和方法来。
组装工人得经过严格的培训，禁止随意更改组装流程。
如果组装顺序错了，可能会导致整个组件结构不稳定，在反应堆运行过程中就可能散架，那可就危险极了。
压水堆核电站燃料组件的设计与建造规则是非常严格的，这都是为了保证核电站能够安全、稳定、高效地运行。
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F 69
EJ 324—1988
压水堆核电厂燃料相关组件设计准则
1988-06-05 发布
1989-01-01实施
中华人民共和国核工业部 发布
附加说明：
本标准由核工业部生产技术司、核电局提出。
本标准由核工业部一院设计部负责起草。
本标准主要起草人：田盛、程蓉珍。
1 主题内容与适范围
本准则规定了设计压水堆核电厂燃料相关组件应该满足的要求。
本准则适用于压水堆核电厂束棒型燃料相关组件的设计。
压水堆核电厂燃料相关组件是指控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件。
除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式相关组件。
本准则涉及与燃料相关组件机械设计直接有关的核设计和热工—水力设计问题。
2 引用标准
EJ 312《压水堆核电厂运行及事故工况分类》
3 工况分类
本准则所涉及的四类工况的定义见EJ 312
4 控制棒及其组件设计准则
4.1 控制棒组件所用各种材料必须符合国标、部标或有关堆用材料标准。
4.2 反应堆运行时，控制棒中子吸收体最高中心温度应低于中子吸收体的相变温度或熔点；不允许在燃料组件导向管和控制棒之间的环形冷却剂流道中发生体积沸腾。
4.3 除采用铪材料作中子吸收体可不使用包壳管外，其余中子吸收体材料均应封装在耐腐蚀的金属包壳管内。
4.4 反应堆运行初期，在冷却剂压力和工作温度作用下，控制棒包壳必须是自立的。
4.5 在整个设计寿期内，控制棒包壳不应发生蠕变坍塌。
4.6 在整个设计寿期内，热态时控制棒内部气体压力应低于冷却剂工作压力。
4.7 控制棒组件在中子辐照、流体力产生的振动、磨蚀、升力和压力波动作用以及控制棒动作、地震、落棒停堆情况下，应保持结构完整性并在导向管中运动自如；在设计寿期内，控制棒组件应能承受规定的步跃次数及快插次数的动作的作用。
4.8 控制棒及其导向管水力缓冲段的设计，均必须考虑到快速落棒要求并使落棒行程终了时的控制棒组件末速度低于一个合理定值。
控制棒组件的机械缓冲弹簧设计，必须有效地吸收控制棒组件落棒终了时的能量，以尽量减小燃料组件和控制棒组件的相互冲击力。
4.9 控制棒组件的长度设计必须使控制棒组件在反应堆中处于行程最上位置时，其控制棒下端仍在导向管内，且控制棒中子吸收体全部置于堆芯之外。
4.10 奥氏体不锈钢控制棒组件强度设计：控制棒包壳管设计应力强度取设计温度下屈服强度的2/3，部件应力强度按第三强度理论计算。
部件设计应力强度（Sm）取下述最低值：室温下规定的最小抗拉强度的1/3或规定的最小屈服强度的2/3；设计温度下抗拉强度的1/3
或屈服强度的90%，但不能超过室温下规定的最小屈服强度的2/3。
部件许用应力强度限值如表1。
4.11 堆芯中所有控制棒组件，在结构上必须有互换性。
要求在干状态下，控制棒组件在燃料组件中的抽插力不应超过一个合理限值。
表1
应 力 分 类 限 值 Sm
总体一次膜应力强度 1.0
局部一次膜应力强度 1.5
一次膜应力加弯曲应力强度 1.5
总的一次应力加二次应力强度 3.0
4.12 控制棒组件设计应与驱动机构的驱动轴可靠、可拆地连接，并便于远距离装拆。
4.13 在工况Ⅲ和Ⅳ情况下，控制棒组件各部件变形不应影响反应堆紧急停堆。
注：本章各条，除已说明适用工况者外，其余各条只适用于工况Ⅰ和Ⅱ。
5 固定式相关组件设计准则
5.1 对固定式相关组件所用材料必须符合国标、部标或有关堆用材料标准。
5.2 反应堆运行时，可燃吸收体最高温度应低于材料熔点或材料发生明显变形或蠕变的温度；在燃料组件导向管和可燃毒物棒之间的环形流道中不应发生体积沸腾。
5.3 可燃吸收体、中子源体均应封装在耐腐蚀的金属包壳内。
设计寿期末包壳均匀腐蚀深度应低于包壳壁厚的10%。
如采用锆—锡合金包壳管，设计寿期末包壳各横断面按壁厚平均的最大含氢量宜低于250ppm。
5.4 反应堆运行初期，在冷却剂压力和工作温度作用下，可燃毒物棒、中子源棒包壳必须是自立的。
5.5 在整个设计寿期内，可燃毒物棒和中子源棒的包壳不应发生蠕变坍塌。
5.6 在整个设计寿期内，热态时可燃毒物棒和中子源棒内压应低于冷却剂工作压力。
5.7 设计寿期末，可燃毒物棒和中子源棒的包壳周向净塑性应变应低于1%。
5.8 在中子辐照、流体力产生的振动、升力和压力波动下，固定式相关组件应保持结构完整性，并与燃料组件和堆内部件始终保持规定的相对轴向位置。
5.9 固定式相关组件结构设计：
a．在满足5.2条和4.2条相应要求前提下，导向管内旁通流量应尽可能小；
b．固定式相关组件出口阻力系数要适当，以使燃料组件之间流量平衡。
5.10 奥氏体不锈钢固定式相关组件强度设计参照4.10条执行。
5.11 固定式相关组件，在结构上应便于远距离装拆并有互换性。
要求在干状态下，固定式相关组件在燃料组件中的抽插力不应超过一个合理限值。
5.12 在工况Ⅲ、Ⅳ，固定式相关组件的破坏、变形或轴向位移应不影响紧急停堆或燃料棒的应急冷却。
注：本章各条，除已说明适用的工况者外，其余各条只适用于工况Ⅰ、Ⅱ。