1、ICS 27. 120. 30 F69 备事号11935-1998E.J 中华人民共和国核行业标准EJ/T 323-1998 压水堆核电厂燃料组件设计准则Design criteria of fuel assembly for PWR nuclear power plant 060525000775 1998-03回25发布1998-09-01实施中国核工业总公司发布EJ/T 323-1998 目。言EJ 323-88压水堆核电厂燃料组件设计准则在我国核电厂反应堆工程燃料组件设计和安全审评中发挥了重要作用。90年代初，我国从法国法杰玛公司引进了核电厂改进型燃料组件CAFA）设计技术。根据EJ3
2、23-88的实施经验和参考AFA有关设计准则，对EJ323-88作了修订，以使本标准更加合理、元善。与EJ323-88相比，本标准主要修订内容包括：燃料棒内压准则、包壳应变准则和燃料棒当量含水量准则的修改或补充F增补包壳温度准则、燃料棒弹簧准则；删除包壳吸氢准则等。本标准从生效之日起，同时代替EJ323-88。本标准由全国核能标准化技术委员会提出并归口。本标准起草单位z中国核动力研究设计院。本标准主要起草人：张凤林、田盛、吕华权、程蓉珍、肖忠。1 范围中华人民共和国核行业标准压水堆核电厂燃料组件设计准则Design criteria of fuel assembly for PWR nucle
3、ar power plant 本标准规定了压水堆核电厂燃料组件的设计准则。EJ/T 323一1998代替EJ323 88 本标准适用于错锡合金作包壳管、二氧化铀芯块作燃料的固定式压水堆核电厂燃料纽件的设计，采用其它包壳和燃料材料的燃料组件设计亦可参照执行。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标准最新版本的可能性。EJ 312-88 压水堆核电厂运行及事故工况分类3 总的要求本标准所涉及的囚类运行及事故工况的定义见EJ312。按本标准设计的燃料组件与反应堆控制系统、保护系护、应急
4、堆芯冷却系统等一起应保证：一一在工况I、I下，燃料组件在设计寿期内不发生预期的包壳破损；可能发生的少量包壳的随机破损，其所释放的放射性物质也应在净化系统的净化能力之内，并符合核电厂设计基准。一一在工况E下，堆芯中破损燃料棒数不应超过燃料棒总数的一个小的份额。一一在工况N后，燃料棒的破损不应对公众健康和环境造成超过标准的危害，堆芯应保持可冷却的几何形状，反应堆应处于次临界状态。4 燃料棒设计准则在工况I、E下，燃料棒设计应满足下述准则。4. 1 包壳自立准则寿期初的功率运行和热态水压试验中，燃料棒包壳必须是短期自立的。4.2 包壳蠕变胡塌准则中国核工业总公司1998-03-25批准1998-09
5、-01实施1 EJ/T 323-1998 在整个设计寿期内，燃料棒包壳不应发生蠕变拥塌。4.3包壳应力准则在整个设计寿期内，包壳的体积平均当量应力不应超过考虑了温度和中子辐照影响的包壳材料屈服强度。4.4 包壳应变准则在整个设计寿期内，稳态运行时，从未辐照状态算起的包壳正的总拉伸蠕变应变应低于1%；对每一瞬态事件，包壳周向的弹性加塑性拉伸应变不应超过由当时稳态工况算起的1%应变。4.5包壳疲劳准则燃料棒包壳累积的应变疲劳损伤因子应满足下式：I(n;/N,)1 式中：n，一一在给定有效应变范围，下的循环次数；N，在给定有效应变范围乌下允许的循环次数。4.6 包壳腐蚀和磨蚀准则设计寿期末，包壳均匀
6、腐蚀深度或磨蚀深度应小于包壳壁厚的10%。4.7 包壳温度准则包壳表面（氧化物与金属界面处）温度不得超过z一对稳态运行，400C;一对短期瞬态运行，425C。4.8燃料温度准则最热燃料芯块的中心温度应低于二氧化铀熔点，二氧化铀熔点的取值应考虑到燃耗等因素的影响。4.9燃料棒弹簧准则在制造状态下，燃料棒气腔中设置的弹簧应使二氧化铀芯块柱在受到4g(g为重力加速度，下同轴向加速度时不发生轴向窜动。4.10燃料棒内压准则在整个设计寿期内，燃料棒内压应低于能使燃料芯块一包壳接触后重新出现径向间隙或者使间隙变大的值。4.11 燃料棒当量水含量准则在反应堆稳态额定功率运行工况下，燃料棒内自由热空间的当量水
7、含量应低于2mg/cm3。所谓自由热空间包括轴向气腔、芯块一包壳环形间隙、芯块碟形空间和芯块开气孔体积。5 燃料组件设计准则除己说明适用工况者外，本章其余各条适用于所有四类工况。s. 1 燃料组件所用各种材料必须符合有关的国家标准和行业标准。s. 2 以合适的方式使燃料棒在燃料组件中定位和燃料组件在堆芯中定位，以构成并维持其2 EJ/T 323-1998 在工况I、E下可满足物理、热工田水力等要求的几何形状及径向、轴向位置。S.3 考虑到所有尺寸变化因素，应允许燃料棒和燃料组件轴向和径向自由膨胀。S.4 燃料组件应能承受工况I、E下由流体产生的振动、腐蚀、升力、压力波动和流动不稳定性等各种作用
8、。s. s 燃料组件应设置导向管，为控制棒提供通道，或容纳可燃毒物棒、中子摞棒、阻流塞及堆芯测量装置，并为它们提供足够的冷却剂流量。导向管设计应考虑到快速落棒要求和为快速落棒提供必要的缓冲，并能承受压力瞬态作用和由控制棒动作引起的磨蚀与冲击。S.6 燃料组件在堆内应能承受横向和轴向载荷作用，其变形应在规定的限值之内；应维持其临界载荷值高于可能导致结构失稳的任何载荷值。s. 7 对工况I、E的载荷，应按下述规定进行部件强度设计：a）奥氏体钢部件部件应力强度按最大剪应力理论计算，设计应力强度Sm取下述最低值：1)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;2）工作温度下抗拉强度的
9、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。许用应力强度限值见表1。表11、I工况载荷下，奥氏体钢部件许用应力强度限值应力分类限值总体一次膜应力强度1. OSm 局部一次膜应力强度1. 5Sm 一次膜应力加弯曲应力强度1. 5Sm 总的一次应力加二次应力强度3.0Sm b）错锡合金部件（不包括错锡合金包壳管）最大主应力不超过未辐照的、工作温度下的错锡合金屈服强度，或用最大剪应力理论评价错锡合金部件设计。5.8 对工况LN载荷，燃料组件各部件的变形不能影响反应堆和燃料棒的应急冷却。奥氏体钢部件的许用应力强度限值规定见表2，错锡合金部件（不包括错锡合金包壳管的许用应力强度
10、限值规定见表3。3 EJ/T 323-1998 表2E、N工况载荷下，奥氏体钢部件许用应力强度限值应力分类限值一次膜应力强度2.4Sm或o.7Su之较小者一次膜应力加弯曲应力强度3. 6Sm或1.05Su之较小者注2表中Su为未辐照的、工作温度下材料抗拉强度，Sm定义同前表3E、N工况载荷下，错锡合金部件（不包括错锡合金包壳管的许用应力强度限值应力分类限值一次膜应力强度1. 6Sy或o.7Su之较小者一次膜应力加弯曲应力强度2. 4Sy或1.05Su之较小者注：表中Sy、Su分别为未辐照的、工作温度下错锡合金屈服强度和抗拉强度。5.9 在横向6g和纵向4g非运行载荷下，燃料组件及其部件应保持几何稳定性。s. 10 堆芯中所有燃料组件在结构上必须具有互换性。5.11 燃料组件应为其操作、运输和堆芯中的装卸提供抓取和接触部位，并应能承受相应操作、运输和堆芯中装卸时的载荷并与所用相关设备相容。s.12 燃料组件应设置必要的标识。4 AVAE回肉”的H同国
