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EJ_324_1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则

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EJ_324_1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则 1 F 69 EJ 324—1988 压水堆核电厂燃料相关组件设计准则 1988-06-05 发布 1989-01-01 实施 中华人民共和国核工业部 发布 附加说明: 本标准由核工业部生产技术司、核电局提出。 本标准由核工业部一院设计部负责起草。 本标准主要起草人:田盛、程蓉珍。 1 主题内容与适范围 本准则规定了设计压水堆核电厂燃料相关组件应该满足的要求。 本准则适用于压水堆核电厂束棒型燃料相关组件的设计。 压水堆核电厂燃料相关组件是指控制棒组件、可燃毒物组...

EJ_324_1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则
1 F 69 EJ 324—1988 压水堆核电厂燃料相关组件设计准则 1988-06-05 发布 1989-01-01 实施 中华人民共和国核工业部 发布 附加说明: 本 标准 excel标准偏差excel标准偏差函数exl标准差函数国标检验抽样标准表免费下载红头文件格式标准下载 由核工业部生产技术司、核电局提出。 本标准由核工业部一院设计部负责起草。 本标准主要起草人:田盛、程蓉珍。 1 主题内容与适范围 本准则规定了设计压水堆核电厂燃料相关组件应该满足的要求。 本准则适用于压水堆核电厂束棒型燃料相关组件的设计。 压水堆核电厂燃料相关组件是指控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件。 除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式相关组件。 本准则涉及与燃料相关组件机械设计直接有关的核设计和热工—水力设计问题。 2 引用标准 EJ 312《压水堆核电厂运行及事故工况分类》 3 工况分类 本准则所涉及的四类工况的定义见 EJ 312 4 控制棒及其组件设计准则 4.1 控制棒组件所用各种 材料 关于××同志的政审材料调查表环保先进个人材料国家普通话测试材料农民专业合作社注销四查四问剖析材料 必须符合国标、部标或有关堆用材料标准。 4.2 反应堆运行时,控制棒中子吸收体最高中心温度应低于中子吸收体的相变温度或熔点; 不允许在燃料组件导向管和控制棒之间的环形冷却剂流道中发生体积沸腾。 4.3 除采用铪材料作中子吸收体可不使用包壳管外,其余中子吸收体材料均应封装在耐腐 蚀的金属包壳管内。 4.4 反应堆运行初期,在冷却剂压力和工作温度作用下,控制棒包壳必须是自立的。 4.5 在整个设计寿期内,控制棒包壳不应发生蠕变坍塌。 4.6 在整个设计寿期内,热态时控制棒内部气体压力应低于冷却剂工作压力。 4.7 控制棒组件在中子辐照、流体力产生的振动、磨蚀、升力和压力波动作用以及控制棒 动作、地震、落棒停堆情况下,应保持结构完整性并在导向管中运动自如;在设计寿期内, 控制棒组件应能承受规定的步跃次数及快插次数的动作的作用。 4.8 控制棒及其导向管水力缓冲段的设计,均必须考虑到快速落棒要求并使落棒行程终了 时的控制棒组件末速度低于一个合理定值。控制棒组件的机械缓冲弹簧设计,必须有效地吸 收控制棒组件落棒终了时的能量,以尽量减小燃料组件和控制棒组件的相互冲击力。 4.9 控制棒组件的长度设计必须使控制棒组件在反应堆中处于行程最上位置时,其控制棒 下端仍在导向管内,且控制棒中子吸收体全部置于堆芯之外。 4.10 奥氏体不锈钢控制棒组件强度设计:控制棒包壳管设计应力强度取设计温度下屈服强 度的 2/3,部件应力强度按第三强度理论计算。部件设计应力强度(Sm)取下述最低值: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;设计温度下抗拉强度的 1/3 2 或屈服强度的 90%,但不能超过室温下规定的最小屈服强度的 2/3。部件许用应力强度限值 如表 1。 4.11 堆芯中所有控制棒组件,在结构上必须有互换性。要求在干状态下,控制棒组件在燃 料组件中的抽插力不应超过一个合理限值。 表 1 应 力 分 类 限 值 Sm 总体一次膜应力强度 1.0 局部一次膜应力强度 1.5 一次膜应力加弯曲应力强度 1.5 总的一次应力加二次应力强度 3.0 4.12 控制棒组件设计应与驱动机构的驱动轴可靠、可拆地连接,并便于远距离装拆。 4.13 在工况Ⅲ和Ⅳ情况下,控制棒组件各部件变形不应影响反应堆紧急停堆。 注:本章各条,除已说明适用工况者外,其余各条只适用于工况Ⅰ和Ⅱ。 5 固定式相关组件设计准则 5.1 对固定式相关组件所用材料必须符合国标、部标或有关堆用材料标准。 5.2 反应堆运行时,可燃吸收体最高温度应低于材料熔点或材料发生明显变形或蠕变的温 度;在燃料组件导向管和可燃毒物棒之间的环形流道中不应发生体积沸腾。 5.3 可燃吸收体、中子源体均应封装在耐腐蚀的金属包壳内。设计寿期末包壳均匀腐蚀深 度应低于包壳壁厚的 10%。如采用锆—锡合金包壳管,设计寿期末包壳各横断面按壁厚平均 的最大含氢量宜低于 250ppm。 5.4 反应堆运行初期,在冷却剂压力和工作温度作用下,可燃毒物棒、中子源棒包壳必须 是自立的。 5.5 在整个设计寿期内,可燃毒物棒和中子源棒的包壳不应发生蠕变坍塌。 5.6 在整个设计寿期内,热态时可燃毒物棒和中子源棒内压应低于冷却剂工作压力。 5.7 设计寿期末,可燃毒物棒和中子源棒的包壳周向净塑性应变应低于 1%。 5.8 在中子辐照、流体力产生的振动、升力和压力波动下,固定式相关组件应保持结构完 整性,并与燃料组件和堆内部件始终保持规定的相对轴向位置。 5.9 固定式相关组件结构设计: a.在满足 5.2 条和 4.2 条相应要求前提下,导向管内旁通流量应尽可能小; b.固定式相关组件出口阻力系数要适当,以使燃料组件之间流量平衡。 5.10 奥氏体不锈钢固定式相关组件强度设计参照 4.10 条执行。 5.11 固定式相关组件,在结构上应便于远距离装拆并有互换性。要求在干状态下,固定式 相关组件在燃料组件中的抽插力不应超过一个合理限值。 5.12 在工况Ⅲ、Ⅳ,固定式相关组件的破坏、变形或轴向位移应不影响紧急停堆或燃料棒 的应急冷却。 注:本章各条,除已说明适用的工况者外,其余各条只适用于工况Ⅰ、Ⅱ。
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分类:生产制造
上传时间:2011-10-28
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