EJ ICS 27.120.20 F 49 备案号：19512-2007 中华人民共和国核行业标准 EJ/T883—2006 代替EJ/T883-1994 压水堆核电厂乏燃料贮存设施设计准则 Design criteria for pressurized water reactor spent fuel storage facilities at nuclearpower plant 2006一1215发布 2007—05—01实施 国防科学技术工业委员会发布 EJ/T883-2006 前 言 本标准的编制修改参考了美国标准ANSI/ANS57.2《轻水堆核电厂乏燃料贮存设施的设计要求》。 本标准代替EJ/T883-1994《压水堆核电厂乏燃料贮存装置设计规则》 本标准与EJ/T883-1994相比，主要有以下变化： a) 引用标准采用了现行的国家标准； b）标准中提出乏燃料贮存格架的设计可考虑采用燃耗信任； C) 补充完善了乏燃料贮存格架的应力准则； d）补充了考虑设施退役的原则要求； e）部分文字进行了修订。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：核工业第二研究设计院。 本标准主要起草人：谢亮、李建奇、高明清。 本标准于1994年10月首次发布。 EJ/T8832006 压水堆核电厂乏燃料存设施设计准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂乏燃料贮存设施设计应遵循的基本要求。 本标准适用于具有独立燃料厂房的压水堆核电厂乏燃料贮存设施的设计；对于乏燃料贮存设施设 在安全壳内的压水堆核电厂，其乏燃料贮存设施的设计可参照本标准的适用条款进行。 2规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有 的修改单（不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方 研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB/T17569-1998压水堆核电厂物项分级 3术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3. 1 重载荷heavyload 重量超过乏燃料贮存格架分析计算所用数值的载荷。 4运行工况分类和安全分级 4.1运行工况分类 根据乏燃料贮存设施的具体特点，将其运行工况分为四类： 工况I 在设施正常运行期间，预计有规律或经常发生的事件。一般应考虑： 燃料的操作和贮存； b) 乏燃料的发送； 功率运行期间由于燃料泄漏导致反应堆冷却剂放射性活度达到技术规范限值的10%时破损燃 料的贮存； d) 在贮存设施内对燃料组件的检查； e) 在乏燃料贮存设施内贮存新燃料组件。 工况Ⅱ 发生频度F≥10-"/堆·年的事件。一般应考虑： 乏燃料贮存水池冷却系统一个泵不可用； a) 能动部件（如：安全阀、控制阀）的误动作； b) c) 操作人员的单一误操作； 非正常情况下卸出全部堆芯的燃料组件； 电气或控制系统中的单一故障； 乏燃料组件正常冷却丧失达8h； 功率运行期间由于燃料泄漏导致反应堆冷却剂放射性活度达到技术规范限值的25%时破损燃 g) 料组件的贮存； h) 可由放射性处理系统连续进行处理的贮存水池衬里小泄漏。 工况IⅢI 1 EJ/T883—2006 发生频度10-"/堆·年>F≥10-2/堆·年的事件。一般应考虑： 放射性液体保持边界的非能动破坏，它使受影响的系统不能执行其设计功能： a) 丧失广外电源达8h； 燃料组件连同其操作工具一起从规定操作高度跌落到乏燃料贮存格架之上； d) 功率运行期间由于燃料泄漏导致反应堆冷却剂放射性活度达到技术规范限值的100%时破损 燃料组件的贮存； e） 水池充水满溢； f) 乏燃料水池冷却系统的非抗震I类部分失效； g) 水池水闸门发生泄漏； h) 运行基准地震（OBE）； i) 乏燃料运输容器从规定的操作高度跌落。 工况V 设施整个寿期内预计不会发生的可能事件，这些事件是假想的，其后果将导致大量的放射性物质释 放，它们是设计上应考虑防止的最严重事故，其发生频度10-2/堆·年>F>10-/堆·年的事件。一般应 考虑： a）一组燃料组件的所有燃料棒全部破裂； b) 乏燃料水池水闸门在其另一侧已排空时意外开启； 设施的设计基准自然现象； d) 乏燃料运输容器的跌落，其跌落高度为可能达到的最大值（除非证明它的发生几率低于10-/ 堆。年，可略去不计）； e) 安全停堆地震（SSE）； f）丧失厂外电源达7d。 4.2安全分级 按照GB/T17569一1998及其附录A的规定执行。 5乏燃料贮存设施的功能和组成 5.1乏燃料贮存设施的安全功能 的电厂事故后果的能力，其安全功能通过下列措施来实现： a)[ 防止临界； b）导出衰变热； c）防止燃料损坏。 5.2所属系统和设备的功能和组成 5.2.1乏燃料贮存水池和容器装卸水池 乏燃料贮存水池和容器装卸水池分别用于贮存乏燃料和进行容器的装料和卸料。 水池由混凝土结构、水池钢衬里、隔离阀和水闸门等构成。 5.2.2容器操作系统 该系统的主要功能就是实现容器的接收、监测、冷却、冲洗、装料、卸料、去污及发运的准备工作。 该系统由容器接收区、容器吊车和容器去污系统构成。 5.2.3水池冷却和净化系统 水池冷却和净化系统的主要功能是：为乏燃料贮存提供冷却、过滤和净化处理；为装卸料期间提 供所需的充水和排水；在正常和应急工况下向水池提供补水。 该系统或与其它系统共用的设备包括： 2 EJ/T883-—2006 a）水池的冷却系统和净化系统，它们可各设置或共用两台泵、两台热交换器、过滤器和净化装置 以及相应的管路； (q 水池表面撤沫系统，它配备一台泵和相应的过滤装置； 为换料水池和乏燃料贮存水池充水、排水的水箱； d) 在反应堆开盖卸料期间为反应堆水池和反应堆压力容器内含硼水提供过滤的过滤系统，该系统 设置相应的泵和过滤器。 5.2.4乏燃料贮存格架 用于贮存乏燃料组件和新燃料组件。 乏燃料贮存格架包括其贮存小室及其支撑结构等。 5.2.5燃料厂房 燃料厂房是具有可靠保安、防护措施和满足一定密闭要求的厂房。它至少包括可靠的保安密闭设 施、防火设施、以及采暖、通风和空调系统等。 5.2.6供电、仪控和通讯系统 该系统包括供电、系统控制和状态指示、照明、通讯、报警、放射性监测和保安出入控制系统。 系统设备包括（但不限于下述设备）： 配电设备； 水下和安全照明设备； c) 扩音系统和通讯设备； 保安出入控制系统； e) 放射性监测设备； f) 温度和水位监测设备。 6乏燃料贮存设施的设计 6.1乏燃料贮存水池和容器装卸水池 6.1.1应为临近乏燃料贮存水池的可进入区域（包括操作楼板之上）提供屏蔽，以确保水池在盛装设 计燃料贮存量和最小设计水深的情况下，使来自贮存燃料组件的直接辐射剂量当量率保持在合理可行 尽量低（ALARA）的水平。在工况I、II时这些区域内人员受到的剂量当量率不应超过0.025mSv/h。 6.1.2水池应设计成无泄漏的水池，有放射性污染的池水不能随意排放。 6.1.3应保持池水的深度以便提供足够的屏蔽，从而防止在进行工况IⅢ的后续恢复操作时可接近区域 变成高放射性区域。 6.1.4保持水池的最低水位。在所有燃料贮存工况和电厂全部工况下使水位维持在贮存燃料组件的顶 部以上，防止燃料过热。 6.1.5水池结构应按抗震1类设计。设计上应避免采用那些因误操作或因故障可能导致冷却剂丧失引 起燃料裸露的排水管、永久性连接系统和其它一些装置。对保持水量、水质的系统应设计成在任何误 操作或事故下（包括由SSE引发的事故）都应按6.1.4的规定保证燃料贮存水池冷却的池水最低水位。 6.1.6如果采用可移动式闸门或隔板将乏燃料贮存水池和其它水池隔开，应把它们设计成当另一侧全 部排空时，能承受乏燃料贮存水池一侧充满水时水柱的压力；还应设计成在SSE后闸门或隔板仍能保 持在原来位置。在闸门或隔板的承压面上应设置抗辐照密封件。 6.1.7乏燃料贮存水池的结构设计应基于最终安全分析报告中所包括的载荷组合。如果冷却系统没有 穴余度或池水可能产生沸腾时，由工况IV引起沸腾所产生的热负荷在设计中应给予考虑。 6.1.8乏燃料贮存水池的结构应设计成能够承受最大重物从可能达到的最高高度掉入水池所产生的 冲击，水池将不会产生超过其补给能力的泄漏。 6.1.9乏燃料贮存水池的屏蔽设计应基于贮存设施整个寿期内预期的最大乏燃料贮存量。如果屏蔽能 力依赖于池水深度，则： 3 EJ/T883—2006 a）应依照6.1.3的要求提供一个维持所需最小水深度的系统； b）设计应保证在屏蔽丧失的情况下也不妨碍操作人员执行应急补救程序。 6.1.10容器装卸水池应设计成能接受预期的乏燃料运输容器。 6.1.11容器装卸水池的设计应确保容器的跌落不会撞击贮存的燃料组件或引起乏燃料贮存水池功能 完整性的丧失。 6.1.12应提供乏燃料贮存水池泄漏位置的探测措施，如分区池水泄漏收集系统。在水池设计中应考 虑万一事故引发水池损坏泄漏的修理措施，但所需设备在确实实施修理之前无需提供。 6.1.13使用不锈钢或其它相应材料制作水池衬里有助于实现无泄漏要求。如果衬里没被设计成抗震 I类，就要说明由SSE引起的衬里损伤不可能产生下列任何一个后果： a) 由于池水显著流失使燃料组件裸露而产生过热，导致放射性释放； b) 由于燃料组件的机械损伤引起显著的放射性释放； c) 衬里板的一部分或一块脱落掉落在乏燃料贮存格架的顶部致使冷却流道堵塞，导致冷却燃料组 件的能力丧失； d) 由于水池泄漏的结果引起安全相