1、备案号11996-1998EJ ICS 27. 120.10 F 63 中华人民共和国核行业标准EJ /T 320-1998 压水堆核电厂反应堆总体设计准则General design criteria of reactor for pressurized water reactor nuclear power plants 1998-08-25发布1998-11-01实施中国核工业总公司发布060525000778 EJ/T 320-1998 前自从EJ320-88压水堆核电广反应堆结构总体设计准则颁布实施以来，在我国核电厂反应堆设计使用中巳收到了较好的效果，但在近十年中，国内核电发展及国外
2、核电技术的进步都较快，为与国际标准尽快接轨，并将其及时地反映到国内设计中，特修订此标准。由于反应堆是维持可控链式反应的一个完整的系统，在反应堆总体设计时必须考虑到堆工的各个技术领域，如堆芯核设计、热工水力设计、辐射屏蔽设计及反应堆部件设计等，以保证反应堆具有良好的总体性能，并安全可靠地运行，因此，将标题改为压水堆核电厂反应堆总体设计准则更为合适。在本标准修订中增加了堆芯核设计、热工水力设计等反映反应堆总体性能方面的内容，而简化了属于各部件自身设计中应考虑的内容。本标准从实施之日起，同时代替EJ320-88。本标准由全国核能标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化所归口。本标准起草单位：中国核
3、动力研究设计院。本标准主要起草人：张一民、赵晓同1、曹锐。中华人民共和国核行业标准压水堆核电厂反应堆总体设计准则EJ/T 320-1998 代替EJ320-88 1 范围General design criteria of reactor for pressurized water reactor nuclear power plants 本标准规定了压水堆核电厂反应堆总体设计的要求。本标准适用于压水堆核电厂反应堆总体设计。2 引用标准下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列际准最新版本的可能
4、性。EJ 312-&8 压水堆核电厂运行及事故工况分类EJ/T 17569一1998压水堆核电厂物项分级3 功能3. 1 反应堆发出的热功率必须满足核电厂电功率输出的要求，而不超过规定的核、热工水力及机械设计的限值。3.2 作为防止放射性释放的屏障，应能阻止堆芯和冷却剂中的放射性物质通过反应堆向外释放。3. 3 作为反应堆冷却剂压力边界的组成部分，应保证承压边界的完整性。3.4 为反应堆冷却剂循环提供流道，应能在各种运行及事故工况下导出堆芯产生的热量。3.5 提供堆芯反应性的控制手段。4接口4. 1 与反应堆以外管道连接时的接口：a）若用焊接连接，应以第一条环焊缝为分界，但反应堆不包括此焊缝；
5、b）若用螺纹连接，应以第一个螺纹接头为分界；c）若用法兰连接，应以第一个法兰密封面为分界，但反应堆不包括螺栓连接件。4.2 若非承压部件直接与反应堆承压部件外表面焊接，反应堆包括此焊缝。4.3 反应堆的其它外部接口应符合有关接口规定。中国核工业总公司1998”。8-25批准1998-11”。1实施1 EJ/T 320-1998 4.4 反应堆诸部件之间的接口应符合各部件的接口规定。5 一般要求5. 1 等级反应堆诸部件应按照GB/T17569划定的安全等级，抗震类别、质保等级，并采用相应的设计规范进行设计，达到相应的质量要求。5.2 设计a）反应堆总体的设计，除满足本标准外，还应遵循反应堆的核
6、、热工水力、辐射屏蔽、燃料组件及其相关组件、堆内构件、控制棒驱动机构、反应堆压力容器及支承等的设计准则。b）反应堆设计应满足EJ312中所列核电厂运行工况及其事故工况（工况I至工况IV) 相应的要求。c）反应堆诸部件的设计应使启动、运行、停堆及换料操作方便，提高核电厂可利用率和经济性，并应采取预防措施防止操作错误，保证反应堆安全。5.3 防止裂变产物释放的屏障为防止裂变产物的释放，反应堆必须设置两道独立的屏障，即燃料包壳和反应堆冷却剂压力边界。5.4 压力边界的完整性构成压力边界的诸部件，必须选择合适的材料，采用成熟的技术进行设计和制造在EJ 312规定的四类工况下使其各类应力及其组合不超过规
7、定的限值，满足防止无延性断裂的要求，保持压力边界的完整性。5. 5 堆芯布置组成堆芯的诸部件应进行适当的布置，选用合理的换料方式，尽可能降低燃料循环成本，并保证在整个设计寿期内达到额定的热功率，同时具有足够的安全裕度和控制能力。5.6反应堆部件的布置反应堆诸部件应布置及支承合理，减小堆内部件流致振动，井对其作出评价。5. 7 慢化剂温度系数在各种运行工况下，慢化剂温度系数不得为正值，反应堆设计应使反应性反馈能补偿快速的功率增长。5.8 抗功率振荡反应堆堆芯应设计成me致功率振荡应是可探测和可控的，使其不超过规定的燃料设计限值。堆芯设计应使堆芯不会发生功率振荡或功率振荡是自阻尼的。5.9 正常运
8、行和正常运行瞬态的裕度反应堆设计必须保证燃料棒相关参数低于规定的设计限值，并具有一定的裕度。5.10 反应性控制的可靠性反应性控制系统必须保证在正常运行、中等频率事故、稀有事故和极限事故四类工况下执行其安全功能，堆芯的反应性控制必须采用两种不同设计原理的独立系统来完成。两个系统中至少有一个在冷停堆工况下具有维持反应堆次临界的能力。2 EJ/T 320-1998 5.11 停堆裕量在运行工况下，在一束反应性价值最大的控制棒处在堆芯外时，反应性控制系统应使反应堆停堆，并具有足够的停堆裕量。反应性引入堆芯的价值和速率保证在反应性事故时不会损伤燃料组件和反应堆冷却剂压力边界或降低适当冷却堆芯的能力。5
9、. 12 临界裕量两个不带控制棒或可燃毒物的燃料组件在砌的冷水中操作时不会发生临界，并具有适当裕量。新燃料组件应适当储存，保证核安全，防止发生核临界事故。5. 13 堆保护反应堆应设置必要的运行和事故后测量仪表，提供运行和事故后必要的监测手段。6 机械设计6. 1 材料选择6. 1. 1 反应堆诸部件必须按其使用条件合理地选用材料，并符合现行国家标准、行业标准和适用规范的有关规定。6. 1. 2 反应堆诸部件若需用新材料，必须通过试验验证和鉴定合格后方可使用。6. 1. 3 限制或禁止使用含活化截面大、半衰期长或辐照后易脆化的元素的材料，特别对含钻量应满足各部件相应的设计要求。6.2 结构设计
10、6. 2. 1 反应堆诸部件应按设计工况进行设计，并对部件相应的运行工况和试验工况按适用的规范、分析方法和计算程序进行部件力学分析，并符合适用规范的要求。6.2.2 燃料组件及其相关组件除满足其机械设计要求外，还应满足核电厂各类运行工况有关要求，便于装配、检查、运输、贮存、换料操作和维修等。6. 2.3 反应堆诸部件设计应满足在役检查要求，并符合适用的规则要求。6.2.4 在正常运行及预期运行瞬态下，反应堆诸部件的设计应保证控制棒驱动线对中和定位，保证控制棒组件顺利插入或抽出堆芯，落棒时间应满足设计要求。在极限事故工况下，保证控制棒可插入性。6. 2.5 反应堆诸部件设计应使堆内流量分配合理F
11、有利于提高自然循环能力；有利于排出余热和确保反应堆的安全，并为有关部件提供冷却通道。6.2.6 反应堆诸部件应为堆芯测量装置提供合适的导向和支承，使其不影响装换料操作和堆的安全。堆内测量装置尽可能从堆顶引入堆内，减少压力容器下封头开孔。6. 2.7 反应堆应为承压边界的泄漏监测和压力容器材料的辐照监督提供手段。6.2.8 反应堆的堆顶结构设计应使换料操作方便，以减少停运时间和人员辐照，应为控制棒驱动机构提供通风冷却通道、抗震支承和防飞射物屏蔽。6.2.9 在整个反应堆寿期内，反应堆支承结构应安全可靠，适当限制反应堆相对移动，具有足够的抗震能力，在工况N下应使反应堆仍能安全自立。6.2. 10 反应堆结构和辐射屏蔽设计等应使压力容器在反应堆寿期末的快中子辐照注量不EJ/T 320-1998 超过设计限值。6. 2.11 反应堆压力容器应合理地设置保温层，尽量减少热损失。6.2. 12 应为堆内部件或零件的松脱和振动提供监测手段，能测出松脱和松动零部件所在的大致位置和重量。6.2. 13 反应堆诸部件之间的连接或配合，应保证安全可靠和装拆方便。6.2. 14 反应堆诸部件设计应考虑退役要求，并应满足有关规定。6.3 制造、安装及调试反应堆诸部件的设计应便于制造、安装和调试，并提出相应的要求。4 ”ahEMMU肉F同国
