GBT 47511-2026《压水堆核电厂堆芯燃料管理模式变更的安全论证要求》

1压水堆核电厂堆芯燃料管理模式变更的安全论证要求本文件规定了压水堆核电厂反应堆堆芯燃料管理模式变更的安全论证要求。本文件适用于压水堆核电厂反应堆堆芯燃料管理模式变更的安全论证。2规范性引用文件GB/T4960.2核科学技术术语第2部分：裂变反应堆3术语和定义GB/T4960.2界定的以及下列术语和定义适用于本文件。关键安全参数keysafetyparameter与反应堆安全有关的、燃料管理模式变更可能会引起变化的重要参数。注：关键安全参数包括通用关键安全参数和特定关键安全参数。这些关键安全参数的变化有可能影响正常运行和事故工况的后果。下列符号和缩略语适用于本文件。Fq:热流密度峰因子F:核焓升热通道因子pH:氢离子浓度指数压水堆核电厂反应堆堆芯燃料管理模式变更是指下列一项或多项的组合。a)堆芯燃料循环长度变更。例如，堆芯燃料换料周期由12个月变更为18个月或24个月。2b)新入堆的燃料组件初始燃料富集度变更。例如，新入堆的燃料组件由一种较低的燃料富集度变更为一种或多种较高的燃料富集度。d)新入堆燃料组件的结构与材料的改变使中子学或热工水力学性能变更。例如，两种或多种几何相容但中子学或热工水力学性能存在显著差异的燃料组件装载构成“混合堆芯”。e)其他对既定堆芯燃料管理模式发生偏离的变更。例如，单循环或多循环的灵活性堆芯燃料管理模式改变、长期低功率运行、延伸运行、控制棒或可燃毒物棒配置改变、某些特定适配材料的辐照考验等，必要时也可参考本文件的规定开展安全论证。6安全论证通用要求6.1压水堆核电厂反应堆堆芯燃料管理模式变更，将导致最终安全分析报告(FSAR)的初始假设与设计输入随之变化，有可能给FSAR的分析结果或结论以及其他相关文件带来影响。6.2核电厂营运与设计单位应依据核安全相关要求与审评原则开展安全论证工作，向国家核安全监管部门提交堆芯燃料管理模式变更申请及相关分析报告。堆芯燃料管理模式变更的论证应满足(但不限于)下列通用要求与相关内容。a)在堆芯燃料管理模式变更的整个设计过程中，进行全面的安全评价，以保证在核电厂运行寿期内的各个阶段满足设计安全要求。b)按照核安全法规要求选取初始条件与假设条件，包括但不限于：1)反应堆热功率与安全分析涉及的热工参数(例如冷却剂流量等),并考虑测量误差；2)停堆特性，例如，最长的停堆延迟时间，以及具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外部；3)堆芯中子学参数，使慢化剂温度反应性系数、多普勒(Doppler)功率与温度反应性系数、空泡反应性系数、堆芯轴向功率分布和径向功率分布等组合最为不利；4)保护参数与整定值中的仪表允许误差；5)反应堆冷却剂系统和辅助系统的响应、反应堆保护系统功能特性和运行特性、操纵员干预动作、最不利的单一故障等。d)分析应覆盖足够的代表性或包络性工况或状态点，并根据工况分类选择相应的验收准则。e)分析结果包括堆芯核功率及热流密度、反应堆冷却剂温度与压力、燃料棒包壳和燃料芯块峰值温度、最小偏离泡核沸腾比(DNBR)、燃料棒烧毁份额以及由此造成的放射性后果等。7安全论证内容要求7.1堆芯燃料管理与核设计7.1.1当燃料管理模式变更时，宜综合考虑机组实际配置和外部需求，并依据以下条件确定核电厂反应堆各燃料循环堆芯装载方案：a)新燃料组件的类型及燃料富集度；b)每个燃料循环堆芯装入的新燃料组件数量；d)可燃毒物类型、设置与数量；3e)堆芯燃料循环长度；f)灵活运行方式；g)反应堆主要运行参数。b)热流密度峰因子(FQ)设计限值；c)慢化剂温度反应性系数限值；d)最小停堆裕度限值；f)堆芯功率能力要求。7.2事故分析、燃料及系统验证所需参数当堆芯燃料管理模式变更时，事故分析、燃料及系统验证所需参数应根据堆芯燃料管理模式变更的特点和要求来确定，典型参数通常包括：a)通用关键安全参数；b)特定关键安全参数；c)正常运行瞬态分析所需参数；e)系统论证所需参数；g)衰变热计算所需参数；h)燃料芯块与包壳相互作用(PCI)分析所需参数；7.2.2通用关键安全参数典型的通用关键安全参数包括：a)慢化剂温度(或密度)反应性系数最大值和最小值；b)多普勒温度反应性系数最大值和最小值；c)多普勒功率系数最大值和最小值；d)有效缓发中子份额最大值和最小值；e)瞬发中子寿命最大值；f)典型燃耗步主控制棒组或温度调节棒组最大微分价值；g)FH随堆芯功率水平的变化；h)归一化停堆反应性引入最小值。7.2.3特定关键安全参数a)硼稀释事故：1)最大初始可溶硼浓度；2)反应堆停堆时次临界度；4b)控制棒落棒事故(对应典型燃耗步):1)不同控制棒束组合落棒时的控制棒积分价值；2)不同控制棒束组合落棒时的F:随落棒反应性的变化；4)有效缓发中子份额最大值。c)次临界或低功率启动工况下控制棒组失控提出事故：1)提出棒微分价值；4)缓发中子份额最大值；5)瞬发中子寿命最大值。d)功率运行工况下单束控制棒失控提出事故：1)提出棒积分价值；e)控制棒弹出事故：1)各典型功率水平下的最大弹棒价值；2)各典型功率水平下弹棒后的F和F₄最大值；3)多普勒温度反应性系数；4)慢化剂温度反应性系数；5)有效缓发中子份额；6)瞬发中子寿命。f)主蒸汽管道破裂事故：1)慢化剂密度系数最大绝对值；2)多普勒温度反应性系数最大绝对值；3)多普勒功率亏损最小绝对值；4)硼微分价值最小绝对值；7.2.4功率运行下控制棒组失控提升事故所需参数包括以下内容。a)反应性系数，对每一种反应性引入速率，应分析如下列所示最大反应性反馈和最小反应性反馈两种情况，以覆盖堆芯寿期内可能出现的情况：1)最小反应性反馈：假定慢化剂密度系数为最小值(O),多普勒功率系数为最小绝对值；2)最大反应性反馈：假定慢化剂密度系数为最大值，多普勒功率系数为最大绝对值。d)堆芯轴向功率分布，应采用包络的轴向功率分布来计算DNBR。57.2.5冷却剂泵转子卡住事故所需参数包括以下内容。1)慢化剂温度反应性系数为最小绝对值(0),使达到最小DNBR时的热流密度最大；2)多普勒功率系数为最大绝对值，多普勒温度反应性系数为最小绝对值，使达到最小DNBR时的热流密度最大。b)停堆反应性引入。应假定具有最大价值的RCCA卡在堆芯外面，使停堆后引入的负反应性7.2.6正常运行瞬态分析所需参数包括：a)有效缓发中子份额最大值和最小值；b)瞬发中子寿命最大值。7.2.7燃料棒和燃料组件设计验证所需参数包括：a)燃料棒功率运行史；b)功率瞬变限值，包括与燃耗相关的局部功率最大值和局部功率变化最大值；c)燃耗与中子注量的关系；d)燃料棒燃耗的归一化因子分布；e)燃料组件轴向功率分布；f)燃料组件最大燃耗；g)燃料组件所受水力载荷。7.2.8系统论证所需参数包括：a)用于硼和水补给系统容量验证的堆芯不同状态下硼浓度；b)用于硼回收系统容量验证的堆芯最小硼浓度；c)反应堆换料及维修时换料水箱的最小硼浓度。7.2.9受堆芯硼浓度影响的LOCA长期瞬态分析所需参数为：LOCA长期效应的初始和末期堆芯硼浓度。7.2.10衰变热计算所需参数包括：a)燃料组件批次；c)每批燃料组件燃耗史(包括燃料循环长度、比功率、辐照历史等);d)系统相关参数(包括乏燃料贮存水池的贮存能力、卸料时间等)。所需参数包括：6a)燃料棒燃耗和初始功率；b)堆芯功率分布。所需参数包括：a)有效缓发中子份额最大值和最小值；b)瞬发中子寿命最大值；c)慢化剂温度反应性系数和/或慢化剂密度反应性系数。7.3堆芯功率能力验证对于设置了超温△T保护和超功率△T保护的反应堆系统，应模拟燃料管理模式变更后的所有燃料循环堆芯，验证下列与堆芯功率能力相关的内容：c)燃料熔化限值；e)燃料棒准则(必要时)。对于已具备核级堆内功率分布在线监测或保护的反应堆系统，堆芯功率能力验证可根据FSAR的要求进行。7.4反应堆热工水力设计b)燃料棒温度；c)堆芯冷却剂流量；d)水力学稳定性。7.5保护参数与定值评价a)根据燃料管理模式变更后的事故分析、燃料及系统验证结果，确定堆芯物理限值线；c)如果参数与保护定值发生改变，应对燃料管理模式变更后的运行瞬态进行裕量计算与论证。7.6堆芯余热计算7.7事故分析与放射性后果评价事故分析与放射性后果评价，其论证范围应涵盖FSAR中分析的事故，使用7.2提供的参数和其他设计输入数据，并充分考虑其保守性要求。77.7.2.1对于燃料管理模式变更后的特定事故关键安全参数存在变化或超出原FSAR假设边界的典型事故，开展事故分析评价，确认事故后果满足安全限值。需采用特定事故关键安全参数进行分析的典型事故包括：a)硼稀释事故分析；b)控制棒落棒事故分析；c)次临界或低功率启动工况下控制棒组失控提出事故分析；e)控制棒弹出事故分析；g)功率运行时棒组失控提出事故分析；h)燃料组件错装载事故分析；k)质能释放计算及安全壳响应分析。7.7.2.2对于不受燃料管理模式变更影响的或已被受影响的事故分析所覆盖的FSAR其他事故，应将其工况及假设条件与FSAR进行比较，并综合考虑事故分析方法、堆芯功率分布及其他假设条件的变化情况，证明这些事故不需再作详细的分析。可采用基于包络分析的通用关键安全参数对这些事故进行评价，以确认FSAR的结论仍然有效。必要时，仍应进行完整的事故分析。采用通用关键安全参数进行评价并确认FSAR的结论仍然有效的典型事故包括：a)给水系统故障引起给水温度降低；b)给水系统故障引起给水流量增加；c)二回路蒸汽流量过度增加；d)外部负荷丧失；e)汽轮机跳闸；f)主蒸汽隔离阀意外关闭；g)凝汽器真空丧失及其他导致汽轮机跳闸的事件；h)电站辅助设备非应急交流电源丧失；i)正常给水流量丧失；j)给水系统管道破裂；k)反应堆冷却剂强迫流量部分丧失；1)反应堆冷却剂强迫流量全部丧失；m)功率运行期间安全注射系统误动作；n)化学和容积控制系统故障导致反应堆冷却剂装量增加；o)一个稳压器先导安全阀误开；p)安全壳外含有一回路冷却剂的小管道破损；q)蒸汽发生器传热管破裂；s)小破口LOCA事故。8然有效。必要时，应进行完整的事故分析。7.7.3源项与放射性后果评价当燃料管理模式变更后，事故后放射性源项及放射性后果也可能会发生改变。应对可能导致燃料棒包壳破损或熔化的事故(例如，LOCA、控制棒弹出以及燃料操作等事故)和可能导致一回路冷却剂通过蒸汽发生器传热管向二回路泄漏的事故(例如，主蒸汽管道破裂、蒸汽发生器传热管破裂等事故),采用保守模型和现实模型评价事故对核电厂工作人员和公众所造成的个人全身剂量和甲状腺剂量等放射性后果，评价事故带来的放射性环境释放源项和场址周围公众接受的辐射剂量是可以接受的，从而确保核电厂周围环境与公众的辐射安全。7.8燃料设计验证主要内容及要求包括以下内容。b)燃料组件及相关组件设计验证：当燃料管理模式变更后，应在最大燃料组件燃耗下，对燃料棒的生长、燃料组件的生长、格架宽度的生长、板弹簧的压紧力及压紧功能、板弹簧压紧螺钉应力、包壳最大磨蚀深度等进行分析，并满足燃料组件设计准则要求。必要时还应对燃料组件的相关组件进行设计验证。7.9系统容量分析应评价和论证燃料管理模式变更后对相关系统的影响，确认受影响的系统仍然满足其原设计中的功能和容量要求。若不能满足其原有的功能和容量要求，则应根据相应的分析和论证结果给出解决措施。受燃料管理模式变更影响的系统主要包括反应堆冷却剂系统、化学与容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、核取样系统、安全注入系统、辅助给水系统、安全壳喷淋系统、安全壳大气监测系统、反应堆换料水池和乏燃料贮存水池冷却和处理系统、设备冷却水系统、安全厂用水系统、核辅助厂房通风系统、硼回收系统、废气处理系统等。7.10一回路水化学论证燃料管理模式