HAD 102-07 核电厂堆芯的安全设计(1989)
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1.31 |
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页数： |
32 |
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日期： |
2024-7-14 |
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1027,（HAD102/07）,核电厂堆芯的安全设计,0989年7月12日国家核安全局批准发布）,本导则自发布之日起实施,本导则由国家核安全局负责解释,1引 言,1J概述,《核电厂设计安全规定》（HAF102,以下简称《规定》）对核电厂堆芯设计,提出了必须满足的最低安全要求。因为这些要求是原则性的，所以需要另外有导,则来规定具体设计要求。本安全导则为《规定》的实施提供指导，为反应堆堆芯,及反应性控制提供原则性的设计方法。应该指出，堆芯安全只有在正确地进行设,计、制造和运行的条件下才能实现。有关运行方面的问题，可参看《核电厂运行,安全规定》（HAF103）及其有关导则,本导则是指导性文件，在实际工作中可采用不同于本导则规定的方法和方,案。但必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案至少具有本导则相同的安,全水平，不会对核电厂厂区人员和公众增加风险,1.2 范围,本导则论述对反应堆堆芯安全设计有重要影响的各方面因素，如中子物理、?,热工、水力、机械、化学和辐照。本导则适用于目前通用的，采用氨化物燃料的,各种类型的热中子反应堆核电厂：改进型气冷堆（AGR）、沸水堆（BWR）、加,压重水堆（PHWR）（压力管型和压力容器型）和压水堆（PWR）,本导则论述,1028 核动力厂系列,了组成堆芯及其有关设备的各个部件和系统，还论述了堆芯安全运行以及燃料,和其他堆芯部件安全装卸的设计措施“,本导则中讨论了堆内构件和安装在反应堆容器上的反应性控制装置和停堆,装置①。?在涉及堆芯设计对反应堆冷却剂、反应堆冷却剂系统和冷却剂压力边界,（包括反应堆压力容器）设计要求的可能影响时，考虑的深度只限于阐明与安全,导则HAD102/08《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》和其他导则之间的,相互关系.对于仪表和控制系统所提供的指导主要限于功能要求方面,1.3 堆芯和有关设备的范围,本导则涉及下述硬件：,—— 堆芯，包括燃料组件和将燃料组件保持在所规定的几何位置上的构件,还包括燃料元件周围的慢化剂和冷却剂｝,——反应性控制和停堆手段，包括中子吸收体（固体的或液体的）及其有关,的结构和驱动机构或有关的液流系.统部件；,——支承结构，包括反应堆容器内堆芯的支承结构、流体导向结构（诸如吊,篮或压力管型重水堆的压力管）、反应性控制装置用的导向管等；,—— 其他堆内构件，诸如仪表管、堆芯监测用的堆内测量仪表、汽水分离器,和中子源等。本导则对这些构件仅作扼要的叙述.,Z安全设计原则,2.1 总则,《规定》第四章提出了堆芯设计总的安全导则。本安全导则将依据这些原则,给出更详细的设计要求,按《规定》所述，核电厂设计的安全目标是包容和控制厂区内所有放射性源,① 本导则内，“装置”（停堆装置或反应性控制装置）一词主要是指插入堆芯的实体,部件，例如任何形状、目的和材料的控制棒、用于反应性控制的容纳流体的管子等等。这,个词甚至向包括这些部件的驱动机构。和这个词相对应，“手段”（停堆手段或反应性控制,手段）一词通常更假重于表示其功能,核电厂堆芯的安全设计（HAD102/07） 1029,以保证厂区人员和公众的安全，以及保持放射性辐照量在合理可行尽量低的水,平、并在国家核安全部门规定的限值以内。为达到这些目标，采用纵深防御方法,设置一系列屏障，以阻止放射性物质的逸出。这些屏障是：,--- 燃料基体,--- 燃料包壳,——反应堆冷却剂系统压力边界（见安全导则HAD102/08《核电厂反应堆,冷却剂系统及其有关系统》）,——反应堆安全壳系统（见安全导则HAD102/06《核电厂反应堆安全壳系,统的设计》兀,对纵深防御概念更完整的论述（见安全导则HAD102/01《核电厂设计中总,的安全原则》）,堆芯设计要保证在最大可行范围内把放射性物质封闭在燃料基体和燃料包,壳内，故对达到上述目标有着重大影响。设计过程要求对中子物理、热工水力、,机械和化学等方面作反复考虑。堆芯设计基本特征的技术要求与工程项目的状,况有关，如果工程项目涉及新的反应堆设计方案，在确定电厂方案设计技术要求,的过程中要考虑上述各方面的相互关系，如果工程项目与以前设计的反应堆变,化不大，则可以根据过去的经验较容易地制定主要技术要求，不论哪种情况，在,对堆芯设计作详细分析以前，都需要预先选定一些关键因索。它们包括堆芯尺,寸、燃料组件的数目及其类型、所要求的运行工况、堆芯硬件所用的材料、所要,求的产热量、反应性控制、燃料管理方案，燃料的热功率，通过燃料的冷却剂流,量，中子通量峰值。其中有些因素很可能需要根据分析的结果作出修改，因此要,有一个反复的分析过程以满足各项要求，从安全角度来看，设计时必须使反应堆,功率能安全地得以控制并使堆芯能得到充分冷却，以便使燃料参数在运行工况,和事故工况下都能保持在规定的限值内,设计中必须确定一系列假设始发事件①，作为反应堆堆芯安全设计和分析,的依据。必须根据堆芯冷却能力、燃料元件和堆芯有关设备的完整性，以及堆芯,反应性变化等来分析各种假设始发事件的后果,反应堆堆芯安全设计的主要目标是限制放射性物质从燃料元件中释放，对,于运行工况而言，必须以保持燃料元件的完整性作为目标。对于导致事故工况的,假设始发事件而言，必须以保证燃料元件损坏的严重程度保持在可接受的限度,内作为目标。安全设计的基本意图必须是尽可能使堆芯的反应性变化特性有利,① 参见附录N假设始发事件例子,1030 核动力厂系列,于安全。设计反应堆堆芯部件和有关结构时，必须考虑在事故工况期间和事故工,况后，仍需实现诸如反应堆紧急停堆、堆芯应急冷却和长期稳态冷却等安全功,能,不管所采用的设计方法的细节如……
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