1、EJ 中华人民共和国核行业标准EJ /T 1029-1996 压水堆核电厂燃料系统设计限值规定Code on design limits for fuel system of PWR nuclear power plants 199610-24发布中国核工业总公司发布060524000020 1997-02-01实施EJ /T 1029-1996 目Ij.i四= Cl 本标准是参考法国RCC-C压水堆核电厂燃料组件设计和建造规则川一C3“燃料设计限值”（1984年4月版的1993年12月补充修订版）确定下来的框架，并汇集国内外标准、规范等文件中有关压水堆核电厂燃料系统设计限值，经研究分析后编制
2、而成的。本标准规定的设计限值，是燃料系统在压水堆中安全运行的保证，因此本际准的制定和实施对燃料系统在压水堆中安全运行具有重要的意义。本标准是一份比较完整的综合性标准。燃料棒、燃料组件和相关组件分别按工况i、I , Ill、N以及堆外正常操作几个层次规定设计限值。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研究所归口。本际准起草单位：核工业第二研究设计院。本标准主要起草人：刘承新、张成忠。中华人民共和国核行业标准压水堆核电厂燃料系统设计限值规定1 范围Code on design limits for fuel system of PWR nuclear power plants
3、本标准规定了压水堆核电厂燃料系统的设计限值。EJ/T 1029-1996 本标准适用于压水堆核电厂燃料系统的设计，其中燃料棒的燃料和！包壳材料分别限定为工氧化铀芯块和Zr-4合金，对其他的燃料和包壳材料以及300MW核电厂的燃料系统设计亦可以参照执行。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定。在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川j下列标准最新版本的可能性。GB/T 8768-88 核工业用错及错合金无缝管GB/T 10266 88 烧结二氧化铀芯块技术条件EJ/T 312-88 压水堆核电厂运行及事件工况分类EJ/T 323
4、 88 压水堆核电厂燃料组件设计准则EJ/T 629-92 压水堆燃料组件机械设计和评价EJ/T 817-94 压水堆核电厂新燃料组件包装、运输、装卸和贮存规定3 定义本标准采用下列定义。3. J 燃料系统fuel system 燃料组件和相关组件的统称。3. 2 燃料组件ft时assembly组装在一起并且在堆芯装料和卸料过程中不拆开的一组燃料元件。压水堆核电厂的燃料组件由燃料棒和上管座、导向管、仪表管、定位格架、下管座组成。3.3相关组件associated core components 直接与燃料组件相关的控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件和m1流塞组件的总称。3.4 限值limit
5、 变量或参数在设计中的界限值。确定限值将保证某项功能要求的个或几个方面得到满足。中国核工业总公司1996-10-24批准1997-02-01实施1 EJ/T 1029-1996 4 工况本标准所涉及的工况按EJ312的规定。5 燃料系统设计和安全基准堆芯（包括燃料系统）及其相关的冷却系统、控制保护系统和安全系统的设计应共同保证：日）在工况I、IT.燃料系统应保持其完整性；可能发生少量的燃料棒随机破损其所释放的放射性物质应在反应堆净化系统的净化能力之内；扒在工况皿后堆芯中破损的燃料棒数仅占燃料棒总数的一个小的份额，反应堆能处于安全状态、经过一段长的停堆时间，反应堆能恢复运行；c)在发生工况N后反
6、应堆能重建一个安全状态即维持堆芯次临界并保持可冷却的唯；巳；JL何形状。6 燃料系统设计限值6. I 燃料棒6. I. I 适用于I：况I、E的设计限值6. J. 1. J 燃料的最高咀度应低于燃料的熔点。考虑到燃耗和计算不确定性等因素的影响宜地走燃料的最高温度不应超过2590C。6. l. 1. 2 燃料;t；块总氢含量不应超过2g/gU.其他化学成分等设计限值按GB/T10266 的地走。6. J. J. 3 包壳的体积平均有效应力不应超过考虑了温度和中子牺照影响的包壳材料的屈!Jli弛i度。6. I. I. 4 对稳态运行从未辐照状态算起的包壳总的同向拉伸塑性应变应低于1%；对每-I瞬态
7、、事件包壳同向的弹性加塑性应变与该瞬态前的状态相比不应超过1%拉伸应变范围。6. I. 1. 5 计算的包壳累积疲劳损伤因子应小于1。6. I. 1. 6 在稳态运行和短期暂态运行工况下，包壳表面金属与氧化膜界面）温度应分别不超过400C和425。6. 1. 1. 7 寿期末，包壳的均匀腐蚀深度应不超过包壳名义壁厚的10%。6. 1. 1. 8 包壳的锡含量宜取1.20%W /W)1. 50% W /W），其他化学成分，力学性能等设计限值按GB/T8768的规定。6. J. 1. 9 在寿期初的功率运行和热态水压试验中，包壳应是自立；燃料棒还应保证在整个寿期内不发生蠕变胡塌。6. 1. 1.
8、10 稳态运行时燃料棒最高内压不应使燃料芯块与包壳之间的间隙变大和偏离泡核沸腾（DNB）扩展。6. 1.2 适用于工况E、IV的设计限值2 EJ/T 1029-1996 6. 1. 2. 1 对咛却齐1丧失事故LOCA):a）计算的包壳最高温度不应超过1204c; b）计算的包壳最大氧化厚度不应超过包壳初始厚度的17%;6. I. 2. 2 对单个控制棒组件的弹出事故：a）燃料棒在其任何轴向位置上的径向平均比烛，对新燃料棒不应大于941/g(225cal/g）.对辅照过的燃料棒不应大于836I g ( 200cal I g); b）在瞬态任何时刻包壳温度不应超过1480c; c）在瞬态任何时刻
9、燃料棒在其热点的局部位置，熔融的燃料体积不应超过该处燃料总1本积的10%。6. I. 3 适用于堆芯外正常操作的设计限值6. 1. 3. 1 辅照前燃料棒贮气腔中的压紧弹簧，宜有足够的压紧力限制燃料柱移动。6. l. 3. 2 在运输和装卸过程中加在新燃料棒上的轴向最大加速度不应超过句。(i. 2 燃料组件6. 2. J 适用于工况I、E的设计限值6. 2. I. J 燃丰归H件中应有足够的铀235富集度使其至少达到33OOOMWcl./tU的批平均卸J:Hlt燃括并在此情况下应仍能保持其结构完整性。6. 2. I. 2 燃料悻的极限线功率密度不应超过590W/cm。6. 2. I. 3 堆芯
10、受限：Ii的燃料悻表面在95%的置信度下至少有95川的概率不发生DNB。6. 2. I. 4 燃料组件及其相关组件设计应提供适宜的冷却开1流道和传热条件保证不会导致或助l：水力学流动不稳定性。6. 2. 1. 5 燃料组件中的导向管为控制棒运动提供通道和必要的级1111.井应保证控制棒的辞悻时间小于设计基准事故分析所确定的时间限值和控制棒具有可捉受的行程末速度。6. 2. I. 6 燃料组件在结构上应具有互换性和旋转90。或180。后仍可在堆芯中定位的能力。6. 2. J. 7 燃料组件扭转、偏斜和弯曲等变形不应妨碍堆芯正常装卸l料操作。6. 2. . 8 燃料组件（包括新燃料组件、部分燃耗的
11、燃料组件和不同丁家的燃料组件）应保证彼此结构相容并与相关组件和堆内构件结构相容。6: 2. I. 9 作用于燃料组件上的水力提升力（包括浮力，应低于燃料m件的重量加上压紧弹簧向下的压紧力。6. 2. I. 10 燃料组件上管座的下表面和下管座的上表面之间的问Nfi.应大于燃料棒在整个设计寿期内所能达到的总长度（燃料棒初始长度与热膨胀和辐照生长等引起增加长度之手ti)。6. 2. 1. 11 燃料组件的定位格架，对燃料棒应有一个合适的夹紧力范目，使得燃料棒既能沿轴向自由膨胀，又能保证寿期末的燃料棒包壳磨蚀深度不超过包壳朽义壁厚的10%，以及定位恪架的夹持部位仍与燃料棒保持正接触。6.2.1.12
12、 寿期末，错锡合金导向管各横截面按壁厚平均的最大氢含量应低于0.05%W/飞）0 6. 2. I. 13 燃料组件的上、下管座宜为可拆式结构。3 EJ/T 1029-1996 6. 2. 1. 14 燃料组件各零部件的强度设计限值，应按EJ/T323中5.8的规定。6.2. 2 适用于工况E、W的设计限值6.2.2. 1 燃料组件应保证可冷却的几何形状和足够数量的控制棒插入堆芯，使反应堆处于安全停堆状态。6.2.2.2 燃料组件各零部件的许用应力强度设计限值，应按EJ/T323中5.9的规定，但其表2中的1.OSu以0.7Su代替。注：s.为工作温度F未辐照的材料抗拉强度。6. 2.3 适用于
13、工况I、E、班、町的设计限值燃料组件各零部件的峰值应力强度或塑性应变、累积疲劳损伤因子、失效因子和结构失稳载Jj等设计限值应按EJ/T629中4.4. 1的规定。6.2.4 适用于堆外正常操作的设计限值在运输和装卸过程中，加在新燃料组件上的轴向和横向最大加速度，分别不应超过4g和16g。其他有关的设计限值应按EJ/T817的规定。6.3 相关组件6.3. 1 适用于工况I、E的设计限值6. 3. 1. 1 控制棒中子吸收体、可燃毒物吸收体和中子源的最高温度应低于其相应材料的熔点且发生明显变形的温度：冷却剂在控制棒、可燃毒物棒和中子源棒与导向管之间的环形流迫中不应发生体积沸腾。6. 3. l.
14、2 一次和二次中子糠的强度，均应满足启堆探测系统的最低计数要求。6. 3. I. 3 控制棒、可燃毒物棒和中子源棒的包壳，在寿期初的功率运行和热态水压试验中应是白立8；11：在整个寿期内不发生蠕变拥塌。6. 3. I. 4 控制棒、可燃毒物棒和中子源棒的最高内压均应低于冷却剂的工作压力。6. 3. 1. 5 寿期末可燃毒物棒和中子源棒的包壳周向净塑性应变均应低于1%。6.3. 1.6 寿期末，控制棒、可燃毒物棒和中子惊棒的包壳均匀腐蚀或磨蚀深度均应低于包壳名义壁厚的10；。6.3. 1.7 控制棒组件和二次源组件的设计寿命，至少均不低于lOa。6.3. 1.8 作用在相关组件弹簧丝上的平均剪切
15、应力应低于0,5Suo 注：相关组f牛弹簧是指控制棒组件星形架中的弹簧和控制棒中的压紧弹簧，以及可燃毒物组件、中子源组件和阻流寨组f牛庄紧系统中的弹簧。6. 3. 1. 9 相关组件各零部件（弹簧除外）的强度设计限值，应按EJ/T323中5.8的规定。6.3.2 适用于工况E、凹的设计限值6.3.2. 1 相关组件的变形、位移不应妨碍反应堆紧急停堆和燃料棒的应急冷却。6.3.2. 2 相关组件各零部件的许用应力强度设计限值，宜按EJ/T323中5.9的规定。6.3. 3 适用于堆外正常操作的设计限值相关组件与新燃料组件配装运输，应防止相关组件轴向移动。其他有关的设计限值可参照EJ/T817给出的相应的限值。对单独进行堆外正常操作（包括包装、运输、装卸和贮存）的相关组件设计限值，应按有关技术条件的规定。4 EJ/T 1029-1996 5 唱as冉ENO时同同国
