1、UDC 621. 039. 54 F 48 压共燃GB 11925 89 Guide to design of nuclear fuel rods for PWR 1989-12-21发布1990-07-01实施国家技* 监督发布中华人民共和国国家标准压水堆核燃料棒设计导则GB 11925-89 呼中国标准出版社出版(北京复外三里河)中国标准出版社北京印刷厂印刷新华书店北京发行所发行各地新华书店经售版权专有不得翻印奇品开本880X1230 1/16 印张1/2字数12000 1990年9月第一版1990年9月第一次印刷印数1-1200 也略书号:15506617449峙标目144-19中华人民
2、共和国国家标准GB 11925-89 压水堆燃料设计Guide阳d回单101 nucJ.曲rfuel ro由forP明喂1 主题内容与适用范围本标准规定了固定式压水堆核电厂中使用的核燃料棒(以下简称燃料棒或棒)机械设计的般原则。本标准适用于压水堆中使用的，用错-锡合金包覆二氧化铀燃料(包括二氧化铀与二氧化坏混合燃料或氧化乱与二氧化铀混合燃料)芯块的燃料棒。对于燃料棒的核设计和热工水力设计中与机械设计有关的问题亦参照采用。2 3 本标准不适用于防止临界事故的规定，以及安全和防护方面的要求。引用标准GB 8768 核工业用错及错合金无缝管GB 8769 核工业用错及错合金棒材和线材GB 10266
3、 烧结二氧化铀芯块技术条件EJ 323 压水堆核电厂燃料组件设计准则结构设计的-般特点11 s 5 核燃料棒结构示意图4 3 2 1 端塞;2一气腔;3压缩弹簧或定位件;4 隔热块;5一燃料芯块$6 燃料包壳间隙;7包壳管p8隔热块;9一压缩弹簧或定位件:10一气腔;11端塞1 一种典型的燃料棒结构如图所示，亦可采用其他不同特点的设计，如气腔和压缩弹簧仅在上部，棒的两端端塞具有类似的形状等。燃料棒由下列零件构成。3. 1 燃料芯块由可变材料(U02或U02Pu02、U02-Gd202混合燃料)制成的具有一定几何形状的小块，通常呈圆柱形，其设计的根本要求是能释放出尽量多的裂变能。GB10266规
4、定了U02燃料芯块各种典型的性能。3.2 燃料包壳管由错-锡合金材料制成的管子，其功能是包覆燃料芯块堆叠柱，在两端用端塞密封后的燃料包壳管，国家技术监督局19891221批准19900701实施1 _ _d叫GB 11925-89 提供了道屏障，可防止由燃料中释出的裂变产物逸出燃料棒，并防止燃料芯块与冷却剂直接接触。G且8768规定了燃料包壳管各种典型的特性。3.3端塞由错锡合金材料制成的所需形状的塞头。其作用是为燃料包壳管的两端提供密封。同时，其形状的设计要便于燃料棒从燃料组件上下两头用专门工具抽拉。GB8769规定了端塞材料的各种典型的性能。3. 4 充填气体燃料棒内预先充入的气体，通常采
5、用纯度为99.0%(体积)以上的氮气，充填气体被密封在燃料棒内，其压力通常高于大气压。预充气加压可改善间隙热导，为燃料芯块提供一种化学惰性的气氛，降低燃料包壳管发生外压失稳和蠕变调塌的可能性以及推迟燃料芯块与包壳管的接触，此外，还可满足燃料棒密封检漏的需要。3.5 棒内压缩弹簧和其他气腔定位零件装在棒内轴向空间中的零件。其目的是为棒内提供裂变气体储存空间和(或)调整反应堆的活性区位置等，且在棒操作和运输过程中，防止燃料芯块的移位和窜动。该种零件通常是由不锈钢或镰基合金制成的。3. 6 隔热块由绝热材料制成的圆柱形小块。将其置于燃料芯块堆叠柱两端，其作用是用来减小轴向热流，从而大大减小端寨的热应
6、力和降低气腔中零件的工作温度。该零件通常由主氧化二铝制成，也可采用其他绝热材料。4 设计的要求和原则4. 1 对燃料棒设计的基本要求是要有高的功率密度和燃耗深度，良好的散热性能和尽可能低的破损率;此外，要便于组装，更换和后处理操作等。4.2 燃料棒的机械设计要满足堆芯物理，热工水力设计对燃料棒的具体指标要求，包括线发热率，表面热负荷和燃耗等。4.3 为了确保燃料棒在整个使用寿期内在满足物理，热工水力设计指标的同时，又始终符合从核电厂安全运行角度对燃料棒提出的要求，燃料棒的机械设计必须满足核电厂不同运行工况下相应设计准则的要求。对UI类运行工况的设计准则，详见EJ323 0 4.4 燃料棒机械设
7、计的原则就是根据堆芯物理，热工水力设计对燃料棒具体指标要求，结合其在堆芯的使用条件(冷却剂的温度、压力、流速和水质，中子通量)和材料性能方面的限制因素等，进行综合考虑，作出既符合设计准则的要求，又有较好经济性的设计。4.5 燃料棒材料和设计参数的选择可按照工程上常用的方法来进行，如:以已有的试验和实验数据为参考依据，以国内外已有的经验为参考依据，通过分析计算取得依据等。4.6 所有设计参数的选定都必须留有足够的安全裕量，以便从设计角度确保燃料棒在整个使用寿期内，在完成预定的功能下始终符合安全运行的要求。5 设计内容5. 1 材料和参数的选定5. 1. 1 对涉及的所有材料(包括燃料、包壳、端塞
8、、隔热块、内压缩簧和定位件等零件的材料以及充填气体)作出选择，进行必要的试验，决定材料的性能限值。5. 1. 2 对其包括的所有零件的尺寸形状和性能参数作出选择，进行有关的计算和试验。5. 1. 3 对棒的结构形式和整体特性参数作出选择，进行有关的计算和试验。5. 1. 4 附录A(补充件)列出了设计中要考虑的燃料芯块和包壳管的性能以及燃料棒整体特性。5.2 堆内行为的计算2 GB 11925-89 必须根据核电厂不同运行工况的环境参数，选择合适的机理和数学模型，采用合适的计算机程序，对燃料棒各种堆内行为，进行定量分析计算，以验证在其使用寿期内(达到预定的燃耗)，始终满足不同工况相应的设计准则
9、的要求。附录B(补充件)列出了需进行计算的各种堆内行为。5.3试验验证须对零件性能和棒的总体特性开展所需的堆内外试验，以对设计作试验验证。在缺乏计算手段时，以此弥补计算的不足;在同时开展计算与试验时，两者结果可验证。附录C(补充件)列出了需开展的主要性能试验项目。5.4 设计修改如计算和(或)试验结果确实证明某项性能不满足设计准则的要求，旦确认是由于设计不当所致，则必须修改相应的设计，直至满足为止。6 文件6. 1 作为完整的燃料棒设计，须提供下列文件资料2全套设计图纸，完整的技术条件(包括材料、零件和燃料棒的制造等)，设计说明书(包括选材论证书、各种零件和燃料棒设计说明书)，各种计算书，各种
10、试验报告和最终安全分析报告。6.2 图纸和技术条件提交生产厂，作为燃料棒及其零件、材料的采购，制造中质保检验和成品验收的依据。6.3 设t说明书，各种计算书和试验报告，均作为最终安全分析报告的支持性材料;各种计算，试验和分析结果，最后反映在最终安全分析报告中，以充分论证燃料棒的设计能满足各种设计准则的要求。最终安全分析报告提交给国家主管安全审查部门，以取得对燃料棒设计的最后认可和批准。7 反馈由燃料棒的制造历史，运行经验和辐照后检验得到的数据和结果，需反馈给设计者，以不断改善燃料棒的设计，提高动力堆的安全性和经济性。3 咱GB 11925-89 回国项能性要主A的)量面将?录考充附黯咐中计设棒
11、料燃A1 燃料芯块a. 尺寸，几何形状，表面粗糙度，完整性sb. 物理性能z密度，热导系数，热膨胀系数，比热，相变点，熔点gC. 化学成分.可裂变物质的重量百分比，各种杂质含量限值与总棚当量，氧铀比(或U02-PU02混合燃料中的氧与金属比O/M); d. 化学性能2抗腐蚀性;e. 力学性能=杨氏模量，泊桑比3f. 冶金性能:晶粒尺寸及其分布，气孔尺寸及其分布，开口孔率，混合燃料中PU02或Gd203相的微观均匀度。A2错锡合金包壳管a. 尺寸(长度，内外径，壁厚).直线度，圆度gb. 物理性能z密度，热导系数，热膨胀系数，比热，相变点gC. 化学成分g合金元素含量，杂质含量限值;d. 化学性
12、能z腐蚀速率，吸氢速率;e. 力学性能z屈服强度，拉伸极限，延性，杨氏模量，泊桑比$1 冶金性能:品粒尺寸，织构系数，氢化物取向因子;g. 表面状况.内外表面处理，内外表面粗糙度，表面伤和内部缺陷的类型及其大小限值。A3 燃料棒a 尺寸长度，直径).直线度，燃料芯块堆叠柱高度，芯块与包壳间隙，气腔高度，棒内所有零件的尺寸、形状和位置;b. 表面状况:表面粗糙度，成品表面处理和防划伤处理工艺gC. 棒内总氢含量或总当量水含量gd. 充填气体的类型、成分和初始压力;e 端塞与包壳管结合的完整性;f. 表面放射性污染限值gg. 棒内燃料芯块堆叠柱的完整性，h. 棒的密封性。4 G811925-89
13、附录B燃料棒堆内行为计算项目(补充件)pvr在tEFR飞ifzcZE尸Y81 燃料和包壳的热膨胀及其尺寸变化。82 燃料和包壳的热传导性能，间隙热导(包括棒内气体成分和气体混合物热导率)，包壳冷却剂放热系数。83燃料和包壳的运行温度。84燃料贮能。85 燃料蠕变，密实化和棒内燃料堆叠柱中轴向间隙形成的可能性。86 燃料因固态和气态裂变产物的肿胀。87 燃料芯块的开裂，重结构和重定位。88 包壳的应力和应变。89 裂变气体的产生和释放以及棒的内压。810 氮或其他充填气体的吸咐。811 外压失稳校核。812 包壳蠕变胡塌。813 芯块和包壳的应力松弛。814 包壳应变疲劳。815 包壳腐蚀速率，
14、氧化物和水垢层的厚度。816包壳吸氢速率。817 棒内含水量。818 包壳辐照生长和辐照蠕变。819燃料芯块和包壳的相互作用。820棒的弯曲。821 端塞热应力。822渗水。823 在失水事故下包壳的气泡形鼓胀。附录c验证燃料捧及其零件性能需开展的主要试验(补充件)t P 燃料芯块高压釜腐蚀。燃料芯块再烧结。包壳管静动水腐蚀。包壳管内压爆破和外压失稳。包壳管焊接。包壳管氧化腐蚀。包壳管高温蠕变楞塌。包壳管堆外应力腐蚀。包壳管堆外应变疲劳。1l剑，aaqFDnhw7auquccccccccc 。11925-89 GB 的N白FFC10 堆内辐照和辐照后的检验z验证燃料和包壳的各种堆内行为，燃料棒生长，燃料棒弯曲，燃料包壳相互作用，应力腐蚀破裂等。阁。不得翻印版权专有附加说明2本标准由中国核工业总公司提出。本标准由上海核工程研究设计院负责起草。本标准主要起草人宋文辉。秘书号155066.1-7449晤标目144-19
