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 Codeondesignlimitsforfuel system ofPWRnuclearpowerplants 1996-10-24发布 1997-02-01实施 中国核工业总公司 发布 PDF文件使用"pdfFact ory Pro”试用版本创建wwfineprint.com cn EJ/T 1029-1996 前言 本标准是参考法国RCC一C《压水堆核电厂燃料组件设计和建造规则>D)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，因此本标准的制定和 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、副、V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。 本标准起草单位：核工业第二研究设计院。 、本标准主要起草人：刘承新、张成忠。 PDF文件使用"pdfFact ory Pro”试用版本创建 wwfineprint.com cn 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 EJ/T1029-1996 Code on design limits for fuel system of PWR nuclearpowerplants 范围 本标准规定了压水堆核电厂燃料系统的设计限值。 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 为二氧化轴芯块和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文。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用下列标准最新版本 的可能性。 GB/T 8768-88 3核工业用锆及结合金无缝管 GB/T10266-88烧结二氧化铀芯块技术条件 EJ/T312一88压水堆核电厂运行及事件工况分类 EJ/T323-881 压水堆核电厂燃料组件设计准则 EJ/T629921 压水堆燃料组件机械设计和评价 EJ/T817-94J 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。 3.1燃料系统fuelsystem 燃料组件和相关组件的统称。 3.2燃料组件fuelassembly 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 corecomponents 直接与燃料组件相关的控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件和阻流塞组件的总称。 3.4限值limit 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 PDF文件使用"pdfFact ory Pro"试用版本创建www fineprint.com cn EJ/T1029-1996 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： a）在工况1、1下.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： b）在工况重后.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 雄芯儿何形状。 6燃料系统设计限值 61燃料棒 6.1.1适用于工况」、1的设计限值 6.1.1.1燃料的最高温度应低于燃料的熔点，考虑到燃耗和计算不确定性等因索的影响， 宜规定燃料的最商温度不应超过2590C。 611.2燃料芯块总氢含量不应超过2pg/gU.其他化学成分等设计限值按GB/T10266 的规定。 包尧的体积平均有效应力不应超过考虑了温度和中子辐照影响的包壳材料的屈 61.1.31 服强度。 6.1.1.4对稳态运行.从未辐照状态算起的包壳总的周向拉伸塑性应变应低于1%；对每 一瞬态事件.包壳周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。 6.1.1.5i 计算的包壳累积疲劳损伤因子应小于1。 6.1.1.6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'C。 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。 6.1.1.9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 寿期内不发生蛎变。 6.1.1.10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适用于工况直、IV的设计限值 2 PDF文件使用"pdfFactoryPro"试用版本创建wwfineprint.com cn EJ/T1029-1996 6.1.2.1对冷却剂丧失事故(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%： 6.1.2.2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焙，对新燃料棒不应大于941J/g（225cal/ g）.对辐照过的燃料棒不应大于836J/g（200cal/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.燃料棒在其热点的局部位辽，熔融的燃料体积不应超过该处燃料 总体积的10%。 61.3适用于堆芯外正常操作的设计限值 6.1.3.1辑照前.燃料棒贮气腔中的压紧弹贫·宜有足够的压紧力限制燃料杜移动。 6.1.3.2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4g。 6.2_燃料组件 6.2.1适用乎丁况1、1的设计限值 6211燃料组件中应有足够的轴-235富集度.使其至少达到33000MWd/tU的批平均 卸化燃耗.非在此情况下应仍能保持其结构完整性。 6.2.1.2燃料择的极限线功率密度不应超过590W/cm。 6.2.1.3堆芯受限制的燃料棒表面.在95%的置信度下，至少有95%的概率不发生DNB。 6.2.1.4燃料组件及其相关组件设计.应提供适宜的冷却剂流道和传热条件.保证不会导 效或闻长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租必要的级冲.并应保证控制棒的 落格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按受的行程末速度。 6.2.1.6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。 6.2.1.7燃料组件扭转、偏斜和弯曲等变形，不应妨碍堆芯正常装卸料操作。 6.2.1.8燃料组件（包括新燃料组件、部分燃耗的燃料组件和不同厂家的燃料组件）应保证 彼此结构相容.并与相关组件和堆内构件结构相容。 资向下的压紧力。 燃料组件上管座的下表面和下管座的上表面之间的间·.应大于燃料在整个 6.2.1.10 设计寿期内所能达到的总长度（燃料初始长度与热膨胀和辐照小长等引起增加长度之 和)。 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围，使得燃料棒既能沿 轴间自由膨胀，又能保证寿期末的燃料棒包壳磨蚀深度不超过包壳名义壁厚的10%，以及 定位格架的夹持部位仍与燃料棒保持正接触。 6.2.1.12寿期末.结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/ W). 6. 2. 1. 13 燃料组件的上、下管座宜为可拆式结构。 3 PDF文件使用"pdfFactoryPro"试用版本创建wwfineprint.com cn EJ/T10291996 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Ⅱ、IV的设计限值 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 62.2.1 安全俘堆状态。 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1.0S.以0.7S代替。 注S。为工作温度下未辐照的材料抗拉强度。 6.2.3适用于工况！、Ⅱ、Ⅲ、IV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 稳载荷等设计限值.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6g·其他有关的设计限值应按EJ/T817的规定。 6.3相关组件 6.31适用于工况1、1的设计限值 6.3.1.1控制排中子吸收体、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 点或发生明显变形的温度+冷却剂在控制摔、可燃毒物棒和中子源棒与