NB/T 20057.4-2012
基本信息
标准号： NB/T 20057.4-2012
中文名称：压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第4部分:燃料相关组件
标准类别：能源标准(NB)
标准状态：现行
出版语种：简体中文
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相关标签： 压水堆 核电厂 反应堆 系统 设计 堆芯 燃料 相关 组件
标准分类号
关联标准
出版信息
相关单位信息
标准简介
NB/T 20057.4-2012.PWR nuclear power plants reactor system design-Core Part 4:Core components.
1范围
NB/T 20057.4规定了压水堆核电厂反应堆系统设计中堆芯燃料相关组件的设计准则。
NB/T 20057.4适用于压水堆核电厂束棒型燃料相关组件的设计.其他类型反应堆燃料相关组件的设计可参照执行。
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。
GB/T 4960.3- 2010 核科学技术术语核燃料 与核燃料循环
NB/T 20035- 2011 压水堆核电厂 工况分类
3术语和定义
GB/T 4960.3- 2010中界 定的以及下列术语和定义适用于本文件。
3.1燃料相关组件core components
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。除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式燃料相关组件。
4工况分类
本部分所涉及的运行及事故工况的定义见NB/T 20035- -2011.
5基本要求
5.1燃料相关组件所用材料应符 合相关国家标准和行业标准。
5.2燃料相关组件应与吊装工具、 运输容器、燃料组件及其他相关的堆内部件结构相容。
5.3燃料相关组件的结构设计应考虑其便于制造、运输和堆内安装以及远距离操作。
5.4同类型燃料相关组 件在结构上应具有互换性。
5.5燃料相关组件应 设置必要的标识。
1范围
NB/T 20057.4规定了压水堆核电厂反应堆系统设计中堆芯燃料相关组件的设计准则。
NB/T 20057.4适用于压水堆核电厂束棒型燃料相关组件的设计.其他类型反应堆燃料相关组件的设计可参照执行。
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。
GB/T 4960.3- 2010 核科学技术术语核燃料 与核燃料循环
NB/T 20035- 2011 压水堆核电厂 工况分类
3术语和定义
GB/T 4960.3- 2010中界 定的以及下列术语和定义适用于本文件。
3.1燃料相关组件core components
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。除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式燃料相关组件。
4工况分类
本部分所涉及的运行及事故工况的定义见NB/T 20035- -2011.
5基本要求
5.1燃料相关组件所用材料应符 合相关国家标准和行业标准。
5.2燃料相关组件应与吊装工具、 运输容器、燃料组件及其他相关的堆内部件结构相容。
5.3燃料相关组件的结构设计应考虑其便于制造、运输和堆内安装以及远距离操作。
5.4同类型燃料相关组 件在结构上应具有互换性。
5.5燃料相关组件应 设置必要的标识。
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标准内容
ICS27.120.30
备案号：35982-2012
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20057.42012
代替EJ/T324—1988
压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第4部分：燃料相关组件
PWR nuclear power plants reactor system design--CorePart 4: Core components
2012-01-06发布
国家能源局
2012-04-06实施
2规范性引用文件
3术语和定义
4工况分类
5基本要求
6控制棒组件设计准则。
6.1工况I、工况Ⅱ下的设计要求6.2工况ⅡⅢI、工况IV下的设计要求7固定式燃料相关组件设计准则
7.1工况I、工况Ⅱ下的设计要求7.2工况IⅢI、工况IV下的设计要求目
NB/T20057.42012
NB/T20057.42012
NB/20057—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：
一第2部分：热工水力设计：
一第3部分：燃料组件：
第4部分：燃料相关组件。
本部分为NB/T20057—2012的第4部分。本部分按照GB/T1.1-2009给出的规则起草。本部分代替EJ324一1988《压水堆核电厂燃料相关组件设计准则》，与EJ324—1988相比主要技术变化如下：
一增加一些术语和定义，如燃料相关组件的定义；一设立一章“基本要求”，将原标准第4章、第5章中的“燃料相关组件所用材料符合相关标准”的要求和“结构上有互换性”的要求纳入本章进行说明，并新增“标识”的要求、“与其他结构部件机械相容性”的要求、“制造、运输、堆内安装等对结构设计”的要求；控制棒组件设计准则和固定式燃料相关组件设计准则均按工况I、工况Ⅱ下和工况Ⅱ、工况IV下分类提出设计要求：
一在控制棒组件设计准则中，增加“控制棒中子吸收体的设计应满足反应堆核物理需求的要求：
在固定式燃料相关组件设计准则中，增加“可燃毒物吸收体的设计应满足反应堆核物理需求，中子源体的设计应满足反应堆核测仪器和反应堆核物理需求”、“可燃毒物棒和中子源棒内压高于冷却剂工作压力时，该内压不应产生过度包壳应力”、“阻流塞棒应选用耐腐蚀的金属材料制作”等要求：
在固定式燃料相关组件设计准则中，删除了“寿期末锆-锡合金包壳管氢含量限值”的要求：增加“热态水压试验下包壳管应自立”的要求。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：黄春兰、田盛、程蓉珍、雷涛、蒲曾坪。EJ/T324于1988年6月首次发布。I
1范围
压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第4部分：燃料相关组件
本部分规定了压水堆核电厂反应堆系统设计中堆芯燃料相关组件的设计准则。NB/T20057.4-2012
本部分适用于压水堆核电厂束棒型燃料相关组件的设计。其他类型反应堆燃料相关组件的设计可参照执行。
2规范性引用文件bzxZ.net
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。GB/T4960.3-—2010核科学技术术语核燃料与核燃料循环NB/T20035—2011压水堆核电厂工况分类3术语和定义
GB/T4960.3—2010中界定的以及下列术语和定义适用于本文件。3.1
corecomponents
燃料相关组件
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。除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式燃料相关组件。4工况分类
本部分所涉及的运行及事故工况的定义见NB/T20035—2011。5基本要求
5.1燃料相关组件所用材料应符合相关国家标准和行业标准。5.2燃料相关组件应与吊装工具、运输容器、燃料组件及其他相关的堆内部件结构相容。5.3燃料相关组件的结构设计应考虑其便于制造、运输和堆内安装以及远距离操作。5.4同类型燃料相关组件在结构上应具有互换性。5.5燃料相关组件应设置必要的标识。NB/T20057.4-2012
6控制棒组件设计准则
6.1工况1、工况I下的设计要求
6.1.1反应堆运行期间，控制棒中子吸收体的最高温度应低于中子吸收体材料的相变温度或熔点：在燃料组件导向管和控制棒之间的环形冷却剂流道中不应发生体积沸腾。6.1.2控制棒组件中，控制棒中子吸收体材料的尺寸、装量和布置应满足反应堆核物理的需求。6.1.3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。
6.1.4反应堆运行初期和热态水压试验中，在冷却剂压力和工作温度作用下，控制棒包壳管应是自立的。
6.1.5在设计寿期内，控制棒包壳管不应发生端变期塌。6.1.6在设计寿期内，控制棒内部气体压力应低于冷却剂工作压力。6.1.7控制棒组件在中子辐照、流致振动、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能在燃料组件导向管内运动自如：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。6.1.8控制棒及导向管水力缓冲段的设计，均应考患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值。控制棒组件的机械缓冲弹簧设计，应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作用力，避免损伤控制棒组件和燃料组件。6.1.9控制棒组件的长度设计应保证控制棒组件处于其行程最上端位置时，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活性区之外。6.1.10控制棒组件奥氏体不锈钢部件的强度设计应遵循以下要求：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。部件应力强度按最大剪应力理论计算，部件的设计应力强度（Sm）取下述最低值：a）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：b）设计温度下抗拉强度的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部件的许用应力强度限值
应力分类
总体一次膜应力强度
局部一次膜应力强度
一次膜应力加弯曲应力强度
一次应力加二次应力强度
在干状态下，控制棒组件在燃料组件中的抽插力不应超过所规定的限值。6.1.12控制棒组件的设计应保证其与控制棒组件驱动机构的驱动杆组件连接可靠并可拆。6.2工况II、工况IV下的设计要求控制棒组件变形不应影响反应堆紧急停堆或燃料棒的应急冷却。2
7固定式燃料相关组件设计准则
7.1工况I、工况I下的设计要求
NB/T20057.42012
7.1.1反应堆运行期间，可燃毒物吸收体的最高温度应低于其材料熔点或材料发生明显变形的温度；在燃料组件导向管和可燃毒物棒之间的环形冷却剂流道中不应发生体积沸腾。7.1.2固定式燃料相关组件中，可燃毒物吸收体材料的装量和布置应满足反应堆核物理的需求，中子源材料的装量（或源强）和布置应满足反应堆核测仪器和反应堆核物理的需求。7.1.3可燃毒物吸收体、中子源体应封装在耐腐蚀的金属包壳管内。设计寿期末，包壳管均匀腐蚀深度应低于包壳管名义壁厚的10%。7.1.4阻流塞棒应选用耐腐蚀的金属材料制作。7.1.5反应堆运行初期和热态水压试验中，在冷却剂压力和工作温度作用下，可燃毒物棒、中子源棒的包壳管应是自立的。
7.1.6在设计寿期内，可燃毒物棒和中子源棒的包壳管不应发生蠕变塌。7.1.7在设计寿期内，可燃毒物棒和中子源棒的内压宜低于冷却剂工作压力。当内压高于冷却剂工作压力时，该内压不应产生过度包壳应力，按6.1.10条的规定进行包壳管的强度设计。7.1.8设计寿期末，可燃毒物棒和中子源棒的包壳管周向净塑性应变应低于1%。7.1.9在中子辐照和流体产生的振动、升力、压力波动及外界载荷的联合作用下，固定式燃料相关组件应保持结构完整性，并与燃料组件和其他相关的堆内部件始终保持规定的相对轴向位置。7.1.10固定式燃料相关组件结构设计应满足以下要求：在满足7.1.1条相应要求前提下，导向管内旁通流量应尽可能小；a
固定式燃料相关组件的阻力系数适当，以平衡燃料组件间的冷却剂流量。7.1.11固定式燃料相关组件奥氏体不锈钢部件的强度设计按照6.1.10条的规定执行。7.1.12在干状态下，固定式燃料相关组件在燃料组件中的抽插力不应超过所规定的限值。7.2工况加Ⅲ、工况V下的设计要求固定式燃料相关组件的破坏、变形或轴向位移应不影响紧急停堆或燃料棒的应急冷却。中华人民共和
能源行业标准
压水堆核电厂反应堆系统设计
堆芯第4部分：燃料相关组件
NB/T20057.4—2012
原子能出版社出版
核工业标准化研究所发行
北京海淀区骚子营1号院
邮政编码：100091
电话：010-62863505
总装备部军标出版发行部印刷车间印刷版权专有
不得翻印
2012年4月第1版
印数1-200
2012年4月第1次印刷
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备案号：35982-2012
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20057.42012
代替EJ/T324—1988
压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第4部分：燃料相关组件
PWR nuclear power plants reactor system design--CorePart 4: Core components
2012-01-06发布
国家能源局
2012-04-06实施
2规范性引用文件
3术语和定义
4工况分类
5基本要求
6控制棒组件设计准则。
6.1工况I、工况Ⅱ下的设计要求6.2工况ⅡⅢI、工况IV下的设计要求7固定式燃料相关组件设计准则
7.1工况I、工况Ⅱ下的设计要求7.2工况IⅢI、工况IV下的设计要求目
NB/T20057.42012
NB/T20057.42012
NB/20057—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：
一第2部分：热工水力设计：
一第3部分：燃料组件：
第4部分：燃料相关组件。
本部分为NB/T20057—2012的第4部分。本部分按照GB/T1.1-2009给出的规则起草。本部分代替EJ324一1988《压水堆核电厂燃料相关组件设计准则》，与EJ324—1988相比主要技术变化如下：
一增加一些术语和定义，如燃料相关组件的定义；一设立一章“基本要求”，将原标准第4章、第5章中的“燃料相关组件所用材料符合相关标准”的要求和“结构上有互换性”的要求纳入本章进行说明，并新增“标识”的要求、“与其他结构部件机械相容性”的要求、“制造、运输、堆内安装等对结构设计”的要求；控制棒组件设计准则和固定式燃料相关组件设计准则均按工况I、工况Ⅱ下和工况Ⅱ、工况IV下分类提出设计要求：
一在控制棒组件设计准则中，增加“控制棒中子吸收体的设计应满足反应堆核物理需求的要求：
在固定式燃料相关组件设计准则中，增加“可燃毒物吸收体的设计应满足反应堆核物理需求，中子源体的设计应满足反应堆核测仪器和反应堆核物理需求”、“可燃毒物棒和中子源棒内压高于冷却剂工作压力时，该内压不应产生过度包壳应力”、“阻流塞棒应选用耐腐蚀的金属材料制作”等要求：
在固定式燃料相关组件设计准则中，删除了“寿期末锆-锡合金包壳管氢含量限值”的要求：增加“热态水压试验下包壳管应自立”的要求。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：黄春兰、田盛、程蓉珍、雷涛、蒲曾坪。EJ/T324于1988年6月首次发布。I
1范围
压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第4部分：燃料相关组件
本部分规定了压水堆核电厂反应堆系统设计中堆芯燃料相关组件的设计准则。NB/T20057.4-2012
本部分适用于压水堆核电厂束棒型燃料相关组件的设计。其他类型反应堆燃料相关组件的设计可参照执行。
2规范性引用文件bzxZ.net
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。GB/T4960.3-—2010核科学技术术语核燃料与核燃料循环NB/T20035—2011压水堆核电厂工况分类3术语和定义
GB/T4960.3—2010中界定的以及下列术语和定义适用于本文件。3.1
corecomponents
燃料相关组件
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。除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式燃料相关组件。4工况分类
本部分所涉及的运行及事故工况的定义见NB/T20035—2011。5基本要求
5.1燃料相关组件所用材料应符合相关国家标准和行业标准。5.2燃料相关组件应与吊装工具、运输容器、燃料组件及其他相关的堆内部件结构相容。5.3燃料相关组件的结构设计应考虑其便于制造、运输和堆内安装以及远距离操作。5.4同类型燃料相关组件在结构上应具有互换性。5.5燃料相关组件应设置必要的标识。NB/T20057.4-2012
6控制棒组件设计准则
6.1工况1、工况I下的设计要求
6.1.1反应堆运行期间，控制棒中子吸收体的最高温度应低于中子吸收体材料的相变温度或熔点：在燃料组件导向管和控制棒之间的环形冷却剂流道中不应发生体积沸腾。6.1.2控制棒组件中，控制棒中子吸收体材料的尺寸、装量和布置应满足反应堆核物理的需求。6.1.3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。
6.1.4反应堆运行初期和热态水压试验中，在冷却剂压力和工作温度作用下，控制棒包壳管应是自立的。
6.1.5在设计寿期内，控制棒包壳管不应发生端变期塌。6.1.6在设计寿期内，控制棒内部气体压力应低于冷却剂工作压力。6.1.7控制棒组件在中子辐照、流致振动、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能在燃料组件导向管内运动自如：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。6.1.8控制棒及导向管水力缓冲段的设计，均应考患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值。控制棒组件的机械缓冲弹簧设计，应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作用力，避免损伤控制棒组件和燃料组件。6.1.9控制棒组件的长度设计应保证控制棒组件处于其行程最上端位置时，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活性区之外。6.1.10控制棒组件奥氏体不锈钢部件的强度设计应遵循以下要求：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。部件应力强度按最大剪应力理论计算，部件的设计应力强度（Sm）取下述最低值：a）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：b）设计温度下抗拉强度的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部件的许用应力强度限值
应力分类
总体一次膜应力强度
局部一次膜应力强度
一次膜应力加弯曲应力强度
一次应力加二次应力强度
在干状态下，控制棒组件在燃料组件中的抽插力不应超过所规定的限值。6.1.12控制棒组件的设计应保证其与控制棒组件驱动机构的驱动杆组件连接可靠并可拆。6.2工况II、工况IV下的设计要求控制棒组件变形不应影响反应堆紧急停堆或燃料棒的应急冷却。2
7固定式燃料相关组件设计准则
7.1工况I、工况I下的设计要求
NB/T20057.42012
7.1.1反应堆运行期间，可燃毒物吸收体的最高温度应低于其材料熔点或材料发生明显变形的温度；在燃料组件导向管和可燃毒物棒之间的环形冷却剂流道中不应发生体积沸腾。7.1.2固定式燃料相关组件中，可燃毒物吸收体材料的装量和布置应满足反应堆核物理的需求，中子源材料的装量（或源强）和布置应满足反应堆核测仪器和反应堆核物理的需求。7.1.3可燃毒物吸收体、中子源体应封装在耐腐蚀的金属包壳管内。设计寿期末，包壳管均匀腐蚀深度应低于包壳管名义壁厚的10%。7.1.4阻流塞棒应选用耐腐蚀的金属材料制作。7.1.5反应堆运行初期和热态水压试验中，在冷却剂压力和工作温度作用下，可燃毒物棒、中子源棒的包壳管应是自立的。
7.1.6在设计寿期内，可燃毒物棒和中子源棒的包壳管不应发生蠕变塌。7.1.7在设计寿期内，可燃毒物棒和中子源棒的内压宜低于冷却剂工作压力。当内压高于冷却剂工作压力时，该内压不应产生过度包壳应力，按6.1.10条的规定进行包壳管的强度设计。7.1.8设计寿期末，可燃毒物棒和中子源棒的包壳管周向净塑性应变应低于1%。7.1.9在中子辐照和流体产生的振动、升力、压力波动及外界载荷的联合作用下，固定式燃料相关组件应保持结构完整性，并与燃料组件和其他相关的堆内部件始终保持规定的相对轴向位置。7.1.10固定式燃料相关组件结构设计应满足以下要求：在满足7.1.1条相应要求前提下，导向管内旁通流量应尽可能小；a
固定式燃料相关组件的阻力系数适当，以平衡燃料组件间的冷却剂流量。7.1.11固定式燃料相关组件奥氏体不锈钢部件的强度设计按照6.1.10条的规定执行。7.1.12在干状态下，固定式燃料相关组件在燃料组件中的抽插力不应超过所规定的限值。7.2工况加Ⅲ、工况V下的设计要求固定式燃料相关组件的破坏、变形或轴向位移应不影响紧急停堆或燃料棒的应急冷却。中华人民共和
能源行业标准
压水堆核电厂反应堆系统设计
堆芯第4部分：燃料相关组件
NB/T20057.4—2012
原子能出版社出版
核工业标准化研究所发行
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电话：010-62863505
总装备部军标出版发行部印刷车间印刷版权专有
不得翻印
2012年4月第1版
印数1-200
2012年4月第1次印刷
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