HAD10303核电厂堆芯和燃料管理.docx

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HAD10303核电厂堆芯和燃料管理

HAD103-03核电厂堆芯和燃料管理

HAD103/03

核电厂堆芯和燃料管理

（1986年11月28日国家核安全局批准发布）

本导则自发布之日起实施

本导则由国家核安全局负责解释

1引言

1.1概述

1.1.1《核电厂运行安全规定》（HAF103,以下简称《规定》）为实施核电厂堆芯和燃料管理确定了基本原则和目标。

本导则是对《规定》有关条款的说明和补充。

本导则是指导性文件，在实际工作中可以采用不同于本导则规定的方法和方案，但必须向国家核安全部门证明，所采用的方法和方案至少具有同等的安全水平，不会对厂区人员和公众增加风险。

1.1.2在本导则中，堆芯管理包括下列各项活动，这些活动是为保证在达到燃料的有效利用的同时满足燃料完整性的安全要求（见安全导则HAD103/01《核电厂运行限值和条件》）：

（1）制定和颁发燃料和堆芯部件的采购、装料、使用、卸料和试验的技术条件，需要时，还应包

括堆芯部件的维修和监督要求；

（2）预计和监测堆芯状态，其中包括为评价核特性和热工特性需作的各项试验；

（3）审查和评价属于堆芯特性的异常事件和其他不正常的观测结果；

（4）管理和被查改进燃料和堆芯部件的各项提议。

1.1.3在本导则中，燃料管理包括未辐照燃料和已辐照燃料的移动，不停堆换料电厂的燃料贮存，燃料发送准备和厂内运输。

在本导则中，堆芯部件通常是指除在核电厂运行期间要留在堆芯的燃料以外的所有物项。

本导则也包括堆芯部件的管理。

1.1.4本导则不涉及与设计方面有关的、可由核电厂营运单位负责的堆芯管理工作，例如：

按既定政策来确定已辐照燃料贮存高州的总容量，确定新型燃料和新型堆芯部件的技术条件等。

这些工作在《核电厂设计安全规定》及其安全导则中有论述。

1.1.5核电厂营运单位的责任是保证对以上工作的管理作出满意的安排。

这些工作可根据核电厂营运单位的决策，以厂址为基础由几个核电厂联合安排，或者聘用顾问或制造者来安排。

由于受燃料和电厂设计限值以及运行期间堆芯动态工况的限制，无论选用哪种管理方法，设计单位和运行单位紧密联系是必要的。

1.2范围

1.2.1本导则叙述堆芯管理的安全目标，为满足这些目标所要完成的任务和为执行这些任务要进行的工作。

1.2.2本导则也涉及燃料和堆芯部件的贮存以及工艺运输和其他操作、燃料和堆芯部件的装卸以及与堆芯管理有关的其他堆芯材料（例如慢化剂、冷却剂、吸收体等）的装卸。

1.2.3本导则也包括已辐照燃料的装卸（运输容器）和运输出厂的准备。

但本导则不涉及已辐照燃料和堆芯和堆芯部件的厂外运输要求和安全措施，以及它乌鸦在厂外的贮存和最终处置。

1.2.4本导则不涉及与安全无直接关系的燃料统计方面的工作。

2堆芯管理

2.1安全目标

2.1.1堆芯管理必须保证安全使用反应堆中的燃料，必须考虑燃料设计和电厂甜言蜜语地热异常规定的限制。

由于燃料的有效使用要求有很高的性能水平，而同时又要使各种参数保持在已证明是安全的范围以内，所以，有关运行方面的丰富专业知识和精心管理是极为重要的。

2.1.2为了保证堆内燃料的安全使用，堆芯管理应承担的基本任务是：

（1）按照设计说明书采购新燃料（见安全导则HAD003/10《核燃料组件采购、设计和制造中的质量保

证》）；

（2）按照设计意图和设计假设，保持堆芯有关参数以确保燃料完整性；

（3）燃料达到规定的辐照极限或运行时间后即卸出；

（4）检测鉴别破损燃料，必要时把它卸出。

2.1.3对基本任务而言，重要的堆芯参数和状态是：

（1）新燃料符合设计条件；

（2）燃料的装载方式；

（3）反应性停堆裕量；

（4）传热和冷却剂流量；

（5）反应性引入速率和引出速率；

（6）反应性系数；

（7）安全系统和调节系统的特性；

（8）中子通量分布和功率分布；

（9）在各种运行工况和事故工况下，从已辐照燃料到最终热阱的散热；

（10）冷却剂化学；

（11）主冷却剂系统和废气系统中裂变产物的放射性活度。

2.1.4为了保证堆芯燃料的安全使用，堆芯管理必须包括下列各项工作：

（1）评价拟装入堆芯或反应堆压力容器内的任何部件或材料对安全的影响；

（2）调查燃料元件破损的原因和研究避免这种破损的方法；

（3）评价堆芯部件和堆芯材料的辐照效应。

2.2堆芯管理工作

2.2.1概述

2.2.1.1为了促进2.1.2基本任务的完成，核电厂营运单位必须进行下列各项工作：

（1）收集和更新基准资料；

（2）制定堆芯监测大纲和试验大纲；

（3）预计所有的堆芯状态，必要时，验证这些预计；

（4）制定和使用换料大纲；

（5）制定破损燃料的监测大纲和准则；

（6）给出运行限值和安全系统整定值，并颁发合适的操作规程，以确保它们同堆芯管理的其他要求

一样地得到执行。

以上各项在2.2.2至2.2.7中有更详细的说明。

2.2.1.2由于堆芯状态随时间和输出功率而变化，完成上述任务要求连续掌握反应堆堆芯状态和适当修正运行限值和条件，以保证安全和有效的运行。

以下几节详细叙述要达到这些目标所必需的工作。

2.2.2基准资料的收集和更新

核电厂安全运行要求核电厂营运单位掌握有关燃料、堆芯参数和堆芯部件。

以及燃料和部件装卸设备等方面的足够资料。

这些资料必须包括设计资料和安全分析资料，如有可能，还包括在调试中和随后的运行中所获得的资料。

2.2.2.1设计资料必须包括：

（1）电厂物基本设计资料和技术说明书，竣工安装图纸等；

（2）燃料、堆芯部件、其他堆芯材料和堆内部件的详细设计资料（见安全导则HAD102/07《核

电厂堆芯的安全设计》），包括材料性能和辐照效应等资料；

（3）燃料初始装载方式和以后换料准则，直至并包括平衡燃料循环准则；

（4）在稳态、预计瞬态和事故工况下的热工水力分析结果以及有关的限值；

（5）初始堆芯和第一次换料以前的运行期间所需的下列各项参数的计算：

（a）堆芯反应性、控制装置（控制棒、慢化剂液位）的反应性价值、反应堆停堆装置（停堆

棒、慢化剂倾排、毒物注入）的反应性价值、停堆反应性和可溶性毒物的浓度。

（b）效率最高的单根控制棒或棒组的位置及反应性价值。

（c）整个运行范围和预计瞬态工况下的温度、功率、压力和空泡的反应性系数。

（d）堆芯内和燃料组件内的中子通量分布和功率分布，以及通过适当移动控制棒或各区吸收

体对中子通量分布和功率分布的控制。

（6）预计启堆时临界布置和估算反应性平衡所需的资料，例如：

控制棒反应性价值与棒位的

函数关系和毒物反应性价值与浓度的函数关系；

（7）燃料、其他堆芯部件和慢化剂中的释热；

（8）堆芯部件和反应堆压力容器的辐照效应评价；

（9）辐照引起控制棒反应性价值变化和堆内测量仪表灵敏度变化的评价；

（10）反应堆动态特性的评价（氙引起的不稳定性、反应性反馈的不稳定性、热工水力通道不

稳定性）。

2.2.2.2在调试和运行期间必须收集下列基准运行数据：

（1）与设计估算值进行比较的各种实测参数，例如2.2.2.1中所述的反应性、释热量、中子通量

和温度分布等；

（2）中子通量测量仪表和其他堆芯测量仪表的标定数据；

（3）装料计划，包括燃料组件型号、序列号和在堆芯中的位置；

（4）热平衡；

（5）控制棒的快速插入时间，慢化剂排放时间，排放阀开启时间，停堆棒落棒时间，毒物注入时

间，功率衰减曲线；

（6）中子通量噪声图型；

（7）冷却剂通道的流量分配；

（8）通道温升；

（9）各特定系统和废气系统中裂变产物的放射性活度。

在附录中列出了更详细的基准运行数据表。

2.2.2.3调试大纲（运行前试验、装燃料、初始临界、低功率试验、功率试验）必须保证收集所有的基准运行数据。

必须通过适当的试验确定各种参数，例如：

快速停堆装置的动作时间，吸收体反应性价值，通量测量值和功率测量值，安全导则HAD103/02《核电厂调试程序》中的附录I.3、I.4和I.5对调试阶段必须考虑的各项试验提供指导。

2.2.2.4必须在实际可行的程度上比较上述2.2.2.2中的基准数据和设计预计值，必须研究任何参数的设计值和测量值之间的明显偏差，以评价该偏差对安全的影响和找出产生该偏差的原因。

必须按照该项研究的结论采取纠正措施，其中包括设计计算方法或测量方法可能的改进。

2.2.2.5在实施调试大纲的整个过程中，可以借他类似反应堆的适用经验。

2.2.3堆芯监测

2.2.3.1在反应堆启动国、功率运行、停堆、试验和装料过程中，必须监测堆芯参数，以确定堆芯状态是否符合运行限值和条件（参阅安全导则HAD103/01《核电厂运行限值和条件》中的图1）；与限值不一致时，应采取适当行动使反应堆处于安全状态。

必须利用堆芯监测和试验的结果来审查和更新换料大纲以及优化堆芯性能。

在启堆、功率运行等阶段，需连续监测或以适当的频度间断监测下列参数：

（1）中子通量、轴向和径向中子通量的峰值因子；

（2）中子通量的变化率；

（3）控制棒和各区中子吸收体的位置和布置方式，冷却剂和（或）慢化剂中的毒物浓度和反应堆压

力容器中的水位；

（4）反应性控制装置的可运行性；

（5）反应性随控制棒位置或慢化剂液位的变化；

（6）紧急停堆时间，排放阀开启时间，排放时间，吸收剂注入时间；

（7）冷却剂压力、流量、温升及出口温度，燃料包壳最高温度；

（8）各区冷却剂平均出口温度、功率倾斜因子；

（9）堆芯输出的热功率、慢化剂的释热；

（10）最小临界功率比或临界热流密度比或偏离泡核沸腾比，最大线热功率；

（11）慢化剂温度、通道峰值质量流量；

（12）反应堆冷却剂系统或废气系统中裂变产物的活度；

（13）慢化剂和反应堆冷却剂的化学参数，例如：

pH值、电导率、固体不溶物含量、杂质浓度和辐

射分解产物；

（14）冷却剂和慢化剂的同位素纯度。

2.2.3.2监测有关参数用的测量仪器一般应：

（1）从源量程到满功率的整个功率范围内，根有足够的量程重叠；

（2）具有适合所有运行工况及某些事故工况的灵敏度和量程；

（3）要便于操纵员评价堆芯运行特性和确定异常情况。

2.2.3.3一般应为操纵员测量和显示下列参数：

诸如冷却剂温度、冷却剂压力、冷却剂流量和以堆芯功率表示的中子通量。

此外，由于装料和核燃料燃耗引起的堆芯参数的变化，可能要求改变已规定的报警值和安全系统的整定值。

在降功率运行停堆状态时，必须考虑调整报警或触发安全动作的整定值，以保持适当的安全裕量。

2.2.3.4在很多情况下，影响核燃料性能的安全重要参数不能直接测量。

在这种情况下，它们是通过对已测得的参数、核燃料装载方式、影响中子通量分布或影响传热的堆芯其他输入数据。

但是，规定供操纵员使用的参数值必须用仪表指示值给出，或由计算机用经过验证的程序计算后以适当输出方式给出。

2.2.3.5化学控制参数值或是直接测量，或者由定期分析冷却剂、慢化剂、覆盖气体等样品后导出。

必须经常向运行人员通报以上分析结果。

为了避免这些参数值超过规定值，必须向运行人员提供操作规程以便在这些参数值接近预先规定的数值时，采取适当措施。

2.2.4堆芯条件的预计

2.2.4.1由于核燃料的燃耗和换料操作，反应性随空间和时间而变化，这就需要移动反应性控制装置或改变其配置方式，由此影响功率分布，燃料功率峰值和启动时的临界状态和工况。

不论稳态工况还是瞬态工况，必须预计这些变化及其后续效应，必须尽可能地比较这些预计结果和测量参数。

如果两者有明显的偏差，必须采取适当行动使反应堆处于安全状态，同时必须进行调查研究，找出产生偏差的原因