ICS 27.120.30 F 69 NB 备案号：35981-20125 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20057.3—2012 代替EJ/T323—1998 压水堆核电厂反应堆系统设计 堆芯 第3部分：燃料组件 PWRnuclearpowerplants reactor system design-Core- Part 3: Fuel assembly 2012-01-06发布 2012-04-06实施 发布 国家能源局 NB/T20057.3—2012 目 次 前言 I1 范围 1 规范性引用文件 2 总的要求 燃料棒设计准则 4 燃料组件设计准则 5 NB/T20057.3—2012 前言 NB/T20057一2012《压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯》分为4个部分： 第1部分：核设计； 第2部分：热工水力设计； -第3部分：燃料组件； 第4部分：燃料相关组件。 本部分为NB/T200572012的第3部分。 本部分按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本部分代替EJ/T323一1998《压水堆核电厂燃料组件设计准则》，与EJ/T323一1998相比主要技术 变化如下： 包壳管材料由锆-锡合金修改为锆合金； 燃料芯块材料增加了UO2-Gd2O3、涂ZrB2的UO2等； 修改了规范性引用文件； -对包壳自立准则、包壳应力准则、包壳应变准则、包壳疲劳准则、包壳腐蚀和磨蚀准则、包壳 温度准则、燃料棒当量水含量准则进行修改或补充； 增加了定位格架临界屈曲强度值的确定原则、设计基准事故下作用在定位格架上的载荷要求。 本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本部分由核工业标准化研究所归口。 本部分起草单位：中国核动力研究设计院。 本部分主要起草人：茹俊、张凤林、庞华、李云、尹春雨。 EJ/T323于1988年6月首次发布，1998年3月第1次修订。 II NB/T20057.3—2012 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯 第3部分：燃料组件 1范围 本部分规定了压水堆核电厂反应堆系统设计中堆芯燃料组件的设计准则。 本部分适用于锆合金作包壳管、UO2芯块和（或）UO2-Gd2O3芯块或涂ZrB2的UO2芯块作燃料的压 水堆核电厂燃料组件的设计，采用其他包壳和燃料材料的燃料组件设计亦可参考执行。 2规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文 件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 NB/T20035—2011 压水堆核电厂工况分类 3总的要求 本部分所涉及的运行及事故工况分类见NB/T20035-2011。 按本部分设计的燃料组件与燃料相关组件、反应堆控制系统、保护系统、应急堆芯冷却系统等一起 应保证： 在工况I、工况ⅡI下，燃料组件在设计寿期内不发生预期的包壳破损；可能发生的少量包壳的 随机破损，其所释放的放射性物质也应在净化系统的净化能力之内，并符合核电厂设计基准； 在工况II下，堆芯中破损燃料棒数不应超过燃料棒总数的一个小的份额； 一在工况IV后，燃料棒的破损不应对公众健康和环境造成超过标准的危害，堆芯应保持可冷却的 几何形状，反应堆应处于次临界状态。 4燃料棒设计准则 4.1总则 除非特别注明，本章各条适用于工况I、工况IⅡ。 4.2包壳自立准则 寿期初功率运行时最大冷却剂压力下和热态水压试验中，燃料棒包壳应是自立的。 4.3包壳蠕变准则 在整个设计寿期内，燃料棒包壳不应发生蠕变塌。 4.4包壳应力准则 NB/T 20057.3—2012 在整个设计寿期内，包壳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屈服 强度。 4.5包壳应变准则 在整个设计寿期内，稳态运行时，从未辐照状态算起的包壳周向拉伸应变（塑性应变和蠕变）通常 应低于1%；对每一瞬态事件，包壳周向拉伸应变（弹性、塑性应变和蠕变）通常不应超过由当时稳态 工况算起的应变的1%。 4.6包壳疲劳准则 燃料棒包壳累积的应变疲劳损伤因子应满足下式： Z(n; / N,)≤1... (1) 式中： -模式下的循环次数： N,—i模式下允许的循环次数。 注：允许循环次数取下列较小者： —在实际应力幅下达到破坏时的循环数除以20； 一在2倍实际应力幅下达到破坏时的循环数。 4.7包壳腐蚀和磨蚀准则 设计寿期木，包壳均匀腐蚀深度或磨蚀深度应小于包壳名义壁厚的10%。 4.8包壳温度准则 对锆-锡合金，包壳表面（氧化物与金属界面处）温度准则如下所述： -对稳态运行，锆-锡合金包壳表面温度不应超过400℃； 一对短期瞬态运行，锆-锡合金包壳表面温度不应超过425℃。 其他锆合金包壳按相关规定执行。 4.9燃料温度准则 燃料芯块的最高温度应低于相应的熔点，熔点的取值应考虑到燃耗等因素的影响。 4.10燃料棒弹簧准则 在辐照前的制造、运输和操作过程中，燃料棒气腔中设置的弹簧应使二氧化铀芯块柱在受到4g（g 为重力加速度，下同）轴向加速度时不发生轴向窜动。 4.11燃料棒内压准则 在整个设计寿期内，燃料棒内压应低于能使燃料芯块-包壳接触后重新出现径向间隙或者使间隙变 大的值。 4.12燃料棒当量水含量准则 在反应堆稳态额定功率运行工况下，燃料棒内自由热空间的当量水含量应低于2mg/cm²。所谓自由 热空间包括轴向气腔、芯块-包壳环形间隙、芯块碟形、芯块倒角、芯块开气孔体积、芯块中心开孔空 间等。 2 NB/T20057.3—2012 5燃料组件设计准则 5.1除非特别注明，本章各条适用于所有四类工况。 5.2燃料组件所用各种材料应符合国家标准和行业标准的要求。 5.3以合适的方式使燃料棒在燃料组件中定位和燃料组件在堆芯中定位，以构成并维持其在工况 I、工况IⅡI下可满足物理、热工-水力等要求的几何形状及径向、轴向位置。 5.4考虑到所有尺寸变化因素，应允许燃料棒和燃料组件轴向和径向膨胀。 5.5燃料组件应能承受工况I、工况II下由流体产生的振动、腐蚀、升力、压力波动和流动不稳定 性等各种作用。 5.6燃料组件应设置导向管和仪表管，为控制棒提供通道，或容纳可燃毒物棒、中子源棒、阻流塞 及堆芯测量装置，并为它们提供足够的冷却剂流量。导向管设计应考虑到快速落棒要求和为快速落 棒行程末端提供必要的缓冲，并能承受压力瞬态作用和由控制棒动作引起的磨蚀与冲击。 5.7燃料组件在堆内应能承受横向和轴向载荷作用，在各种可能的载荷作用下，应保证燃料组件不 会出现结构失稳。 5.8应采取适当的措施防止异物进入燃料组件。 5.9对工况I、工况I载荷，应按下述规定进行部件强度设计： a): 奥氏体钢部件应力强度按最大剪应力理论计算，设计应力强度Sm取下述最低值： 1）室温下规定的最小抗拉强度的1/3或规定的最小屈服强度的2/3； 工作温度下抗拉强度的1/3或屈服强度的90%，但不超过室温下规定的最小屈服强度的 2/3。 许用应力强度限值见表1。 表1 工况I、工况ⅡI载荷下奥氏体钢部件许用应力强度限值 应力分类 限值 总体一次膜应力强度 1.0Sm 局部一次膜应力强度 1.5Sm 一次膜应力加弯曲应力强度 1.5Sm 总的一次应力加二次应力强度 3.0Sm 锆合金部件（不包括锆合金包壳管）最大主应力不超过未辐照的、工作温度下的锆合金届服强 b) 度，或用最大剪应力理论评价错合金部件设计。 5.10对工况IⅡⅢI、工况IV载荷，燃料组件各部件的变形不应影响控制棒的插入和燃料棒的应急冷却。 奥氏体钢部件的许用应力强度限值规定见表2，锆合金部件（不包括错合金包壳管）的许用应力强 度限值规定见表3。 表2 工况Ⅲ、工况IV载荷下奥氏体钢部件许用应力强度限值 应力分类 限值 一次膜应力强度 2.4Sm或0.7S,之较小者 一次膜应力加弯曲应力强度 3.6Sm或1.05S之较小者 注：表中S,为未辐照的、工作温度下材料的抗拉强度，Sm定义同前。 NB/T20057.32012 表3工况II、工况IV载荷下锆合金部件（不包括锆合金包壳管）的许用应力强度限值 应力分类 限值 一次膜应力强度 1.6S,或0.7S,之较小者 一次膜应力加弯曲应力强度 2.4S,或1.05S,之较小者 注：表中S、S分别为未辐照的、工作温度下材料的屈服强度和抗拉强度。 5.11在确定定位格架屈曲强度时，应取未辐照格架在运行温度下95%置信度水平的平均压届强 度，作为定位格架临界屈曲强度值。在设计基准事故下，定位格架所受到的冲击载荷应低于定位格 架临界屈曲强度值。 5.12在横向6g和轴向4g非运行载荷下，燃料组件及其部件应保持几何稳定性。 5.13堆芯中所有燃料组件在结构上应具有互换性。 5.14燃料组件应为其操作、运输和装卸提供抓取和接触部位，并应能承受相应操作、运输和装卸 时的载荷并与所用相关设备相容。 5.15燃料组件应设置必要的标识。