核电厂燃料装卸与贮存系统设计

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1、核安全导则HADXXX/XX核动力厂燃料装卸和贮存系统设计（送审稿）国家核安全局200X目次1引言１1.1目的１1.2范围１2燃料装卸和贮存系统及其功能２2.1概述２2.2新燃料３2.3已辐照燃料４3总的设计基准５3.1概述５3.2运行状态６3.3假设始发事件６3.4设计基准事故９3.5其他考虑９4新燃料装卸和贮存系统１２4.1概述１２4.2系统设计１２4.3设备１６4.4支持系统２０4.5装卸操作２０5已辐照燃料及其他堆芯部件的装卸和贮存系统２１5.1概述２１5.2系统设计２２5.3设备３０5.4支持系统３３5.5操作３４5.6已辐照燃料拆卸与再组装措施３６5.7有关破损燃料的措施３６

2、5.8其他已辐照部件的装卸和贮存３７6燃料容器的装卸３８6.1燃料容器装卸的设计３８ii6.2燃料容器装卸设备３９6.3装卸料操作４０7多堆核动力厂的燃料装卸４１8质量保证与文件４１8.1质量保证４１8.2燃料组件和其他堆芯部件的标识、位置和移动４２附件４３ii1引言1.1概述本安全导则是对《核动力厂设计安全规定》(HAF102，以下简称《规定》)有关条款的说明和补充。本安全导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本安全导则规定的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少与本安全导则具有相同的安全水平，不会对核动力厂厂区人员和公众增加风险。1.2目的1.2.1本安全导则的目的是为核

3、动力厂燃料装卸和贮存系统的设计提供指导，并为实施《规定》所提出的要求提供建议。1.2.2本安全导则适用于在核动力厂燃料装卸和贮存系统设计、制造、建造和运行的单位使用，也适用于国家核安全监管部门实施核动力厂燃料装卸和贮存系统设计、制造、建造和运行的监督管理。1.3范围1.3.1本安全导则的范围主要针对陆上固定式热中子核反应堆燃料组件的装卸和贮存系统的设计。它包括装卸和贮存的所有阶段：¾核动力厂燃料的安全接收；¾燃料在使用前的检查和贮存；¾新燃料装入堆芯；¾已辐照燃料卸出堆芯；¾需要时已辐照燃料重新装入堆芯；４５¾已辐照燃料贮存、检查和修理以及为了从已辐照燃料水池移出所作的准备；¾运输容器的

4、装卸。本安全导则有限度地考虑了某些堆芯部件的装卸和贮存，例如反应性控制设施。如果适用，本安全导则的指导还可用于其他堆型，例如气冷堆和不停堆换料类型的反应堆。1.1.1如果新燃料（包括铀钚混合氧化物燃料）包含了经过后处理后的易裂变材料，会产生大量的辐射。虽然这样的燃料在装卸时不需要冷却，但是在本安全导则中包含了适用的指导，例如有关屏蔽措施的指导。1.1.2本安全导则不包括下列内容：¾与燃料和吸收体装入和卸出堆芯有关的各种反应堆物理问题；¾与反应堆装料前的准备工作（例如轻水堆压力容器顶盖和堆内构件的拆卸）和装料后反应堆的恢复工作有关的设计内容；¾运输容器的设计；¾超过核动力厂设计寿命的燃料长

5、期贮存；¾燃料的实物保护或与核材料保障有关的内容；¾在冷却剂内将破损燃料装入运输容器。2燃料装卸和贮存系统及其功能2.1概述2.1.1４５核燃料含有易裂变材料以及辐照后产生高放射性的裂变和活化产物。核动力厂燃料贮存和装卸系统最重要的设计特征，就是为燃料和堆芯部件的接收、装卸、贮存和回取提供必要的保证，而不会对健康、安全和环境造成不适当的风险。燃料贮存和装卸系统的所有设计特征都与下列目的有关：保持燃料的次临界；保证燃料的完整性；冷却已辐照燃料；保证辐射防护和安全；防止放射性物质向环境不可接受的释放。1.1.1对于不同的反应堆设计和核动力厂布置,燃料装卸和贮存系统有着根本上不同的设计。一个主

6、要不同是有些反应堆是不停堆换料而有些反应堆在冷停堆状态换料。新燃料可以是在干燥的环境里贮存（干法贮存）也可以在充满水的贮存池内贮存（湿法贮存）。从反应堆卸出的已辐照燃料一开始就采用湿法贮存。燃料装卸和贮存系统的特性某种程度上依赖于反应堆类型。附录中的四个典型流程图（图A－1至A－4）提供了不同反应堆类型从燃料接收到最终发运的已辐照燃料组件装卸和贮存系统。1.1.2《规定》6.8条“燃料装卸和贮存系统”提出了燃料装卸和贮存系统的设计要求。另外，在其他法规中所提出的一般性要求也适用于燃料装卸，例如有关质量保证、运行和厂址评价等方面的法规，这是由于他们分别与设计确认程序的充分性、操作人员的培训

7、与经验、以及在设计中应考虑的外部事件有关。1.2新燃料1.2.1对于大多数反应堆设计，新燃料首先被接收和贮存在指定的干燥贮存区域，在此处对这些燃料进行检查和准备。另外，对于许多反应堆设计，尤其对于轻水堆，新燃料在装入堆芯之前还要转移为湿法贮存。对于这种转移和中间湿法贮存，应４５满足所有适用的新燃料的要求，还应加上相关的已辐照燃料的要求。需要加以考虑的主要区别是新燃料较高的反应性和显著的低辐射水平。然而，如果燃料是由经过后处理的铀或回