T-CNEA 037-2022 压水堆核电厂燃料组件管座设计要求

ICS27.120.10CCSF48体标准T/CNEA0372022压水堆核电厂燃料组件管座设计要求DesignrequirementsofnozzlesforfuelassemblyinPWRnuclearpowerplants2022-11-15发布2023-01-01实施中国核能行业协会发布T/CNEA0372022前言范围2规范性引用文件3术语和定义24功能需求235设计要求3附录A规范性)应力限值及载荷…附录A规范性能行rEneryrEneryT/CNEA0372022前言本文件按照GB/T1.12020《标准化工作导则第1部分:标准化文件的结构和起草规则》的规定起草。请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。本文件由中国核能行业协会提出并归口,技术支持单位为上海核工程研究设计院有限公司、核工业标准化研究所、苏州热工研究院有限公司。本文件起草单位:上海核工程研究设计院有限公司、中国核动力研究设计院、中广核研究院有限公司、清华大学。本文件主要起草人:郑轶雄、范华彬、王帅、茹俊本文件主要起草人:郑轶雄、范华彬、王帅、茹俊、吴海、王鼎渠CCrEneryT/CNEA0372022压水堆核电厂燃料组件管座设计要求1范围本文件规定了压水堆核电厂方形棒束型燃料组件管座的功能需求和设计要求。本文件适用于压水堆核电厂方形棒束型燃料组件的上管座、下管座和压紧弹簧设计,其他类型压水堆燃料组件管座设计可参照执行。2规范性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中,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(包括所有修改单)适用于本文件。NB/T200352011压水堆核电厂工况分类NB/T20057.32012压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第3部分:燃料组件NB/T200992012压水堆核电厂反应堆冷却剂丧失事故分析要求NB/T205662019压水堆燃料组件及相关组件抗震设计规范T/CNEA0382022压水堆核电厂燃料组件管座压降试验方法T/CNEA0392022压水堆核电厂燃料组件管座异物过滤性能试验方法T/CNEA0462022压水堆核电厂燃料组件管座力学性能试验方法3术语和定义下列术语和定义适用于本文件。3.1工况condition核电厂在一定参数条件下的运行状态。基于发生频率的分类,核电厂运行工况分为I(正常运行)、II(中等频率事件)、l(稀有事件)、W(极限事故)四类工况。[来源:NB/T20035,名词解释]3.2冷却剂丧失事故loss-of-coolantaccident;LCA反应堆冷却剂系统压力边界发生管道破裂的假想事故,破口范围从导致冷却剂丧失速率超过化学和容积控制系统补偿能力的破口到反应堆冷却剂系统最大管道发生双端剪切断裂的破口。[来源:NB/T200992012,名词解释]3.3安全停堆地震safeshutdownearthquake;SSE或SL-2安全停堆地震是作为核电厂设计基准的地震。安全停堆地震是作为核电厂设计基准的地震。若发12T/CNEA0372022生该地震,用于保证下述要求的构筑物、系统和部件应依旧能够执行其规定功能:a)保证反应堆冷却剂压力边界完整性;b)停堆并维持安全停堆状态;C)防止(可能使厂外照射剂量超过规定限值的)事故或减轻其后果。[来源:NB/T205662019,名词解释]4功能需求4.1上管座功能需求4.1.1提供燃料组件顶部定位上管座应具备与堆芯上板配合的定位特征,对燃料组件上端进行横向定位和约束。这些定位特征4.1.2导向管和仪表管顶部定位上管座为导向管、仪表管(若有)提供上端定位,应能够将横向的约束通过与导向管、仪表管(若有)等结构连接传递到燃料组件骨架上的其他部分。4.1.3承受并传递压紧载荷和落棒冲击载荷上管座应能够将受到的压紧力(包括固定式相关组件传递的压紧力或压紧弹簧变形产生的压紧力)以及控制棒落棒冲击载荷通过与导向管等结构的机械连接传递给燃料组件骨架。4.1.4提供冷却剂流量分配上管座设计应考虑燃料组件冷却剂出口流量分配,避免流量不均匀导致燃料棒的冷却剂流量低于热工水力的最低要求,同时保持可接受的压降。4.1.5提供燃料组件操作接口和标识上管座为燃料组件操作工具提供接口。上管座在燃料组件装入和卸出堆芯、燃料操作设备、转运篮或燃料贮存格架时提供保护和导向的作用。上管座应为每个燃料组件提供标识,并且允许通过目视和燃料操作设备确定燃料组件的旋转方向。4.1.6燃料棒上端轴向限位上管座应能够限制燃料棒向上运动以防止燃料棒从燃料组件顶部上管座应能够限制燃料棒向上运动以防止燃料棒从燃料组件顶部出。4.1.7具备可拆装性4.1.7具备可拆装性rEnery上管座宜具备可拆装性,便于远距离将其从燃料组件骨架上拆出和复装,以实现对燃料棒的更换等操作。4.2下管座功能需求4.2.1提供燃料组件的结构支撑下管座位于燃料组件底部,应能够将轴向和侧向载荷传递给堆芯下板,或将运输载荷和操作载荷传递给转运篮、贮存格架或运输容器等。4.2.2导向管和仪表管底部定位下管座应能够为导向管、仪表管底部提供轴向和侧向的约束和定位。4.2.3提供燃料组件底部定位下管座应能够为燃料组件底部提供相对于堆芯下板的水平定位和垂直定位,便于燃料组件的远距卸出和替换。4.2.4燃料棒下端轴向限位下管座设计应能够防止燃料棒从下方掉出燃料组件。TCNEA3222425堆芯冷却剂流通下管座应能够在冷却剂进燃料棒间的流道前对流量进行分配使进入燃料组件的流量尽可能均匀同时保持可接受的压降42便于燃料组件操作下管座在燃料组件插入或卸出堆芯转运篮或燃料贮存格架时为其提供导向和保护宜设计特征防止定位方位错误42物过滤下管座及配套的防物装置设计应能够降低物进入燃料组件的概率同时保持可接受的压降43压紧弹簧功能需求43燃料组件压紧在正常运行工况压紧弹簧提供的压紧力加上燃料组件自重应大于燃料组件受到的浮力和提升力在整个寿期内压紧弹簧的压缩行程容纳燃料组件长度相对堆芯上下板距离发生的变化并提供可接受的压紧力该变化主要由燃料组件和堆内构件之间的热膨胀差以及燃料组件的辐照生长引起5设计要求5上管座5类工况载荷类工况下施加在上管座的载荷不应导致上管座发生永久变形破坏其结构的完整性或造成上管座与其他部件产生过度的磨损上管座的最大应力强度不应超过根据附录A建立的限值可通过试验或经过试验验证的分析方法验证设计是否满足要求试验方法宜参照《压水堆核电燃料组件管座力学性能试验方法》52类工况载荷Ⅲ类工况下施加在上管C座上的载荷不应导致妨碍燃料紧急却或安全停堆的变形应保证能试验方法》53运输和操作载荷在燃料组件运输和操作过程中应至少能承受轴向4和横向加速度上管座不发生永久变形结构完整性丧失或其他影响功能的损伤可通过试验或经过试验验证的分析方法验证设计是否满足要求采用分析方法时上管座承受轴向4和横向加速度的等效静载时应力强度不应超过类工况对应的应力限值;采用试验方法时上管座格板的永久变形不应超过设计要求并且其他尺寸不超过图纸公差要求试验方法宜参照《压水堆核电燃料组件管座力学性能试验方法》54循环载荷设计寿期内施加在上管座上的循环载荷不应导致其发生疲劳失效应考虑至少次类工况循环载荷和次运输与操作循环载荷的叠加效应累积使用因子应少于类工况载荷应考虑控制棒组件落棒冲击以及压紧弹簧产生的压紧力的叠加作用最大运输和操作载荷应根据附录A方法计算可通过试验或经过试验验证的分析方法验证设计是否满足要求34T/CNEA0372022上管座材料应能够提供满足要求的强度及其他机械性能、耐腐蚀性能、尺寸稳定性和加工性能。应考虑温度、水化学、中子注量和制造工艺的影响。钴含量不能超过0.05%(质量分数)。5.1.6冷却剂分配上管座应维持燃料棒间通道冷却剂在出口尽可能均匀的分配,同时保持压降可接受。在未预期的工况下,燃料棒由于失去定位或生长与上管座的下表面接触时,燃料棒和流水孔相对的排列布置应防止冷却剂通道被堵塞而导致燃料棒束冷却剂流量过低。宜参照《压水堆核电厂燃料组件管座压降试验方法》验证压降满足要求。5.1.7燃料棒上端轴向限位在考虑最不利公差叠加的情况下,燃料棒与上管座筋条的相对排列方式应能够防止燃料棒弹出燃料组件。5.1.8压紧弹簧限位上管座应对压紧弹簧进行限位以防止其发生转动对相关组件的配插造成影响。上管座的设计特征应确保弹簧片或固定销(或螺栓)发生断裂时也不会出现部件松脱。5.1.9接口尺寸上管座接口应与相关组件、上部堆内构件和燃料操作工具兼容。设计应考虑最不利公差叠加。5.1.10导向管和仪表管接口上管座应能够容纳或固定导向管和仪表管(若有)顶部,以合理方式对导向管和仪表管(若有)提供定位或支撑并防止其扭曲变形。5.2下管座5.2.1l、ll类工况载荷I、I类工况下,施加在下管座上的载荷在不应导致下管座发生永久变形,或影响燃料组件的连续使用。下管座的最大应力不应超过根据附录A建立的限值。可通过试验或经过试验验证的分析方法验证设计是否满足要求,试验方法宜参照《压水堆核电厂燃料组件管座力学性能试验方法》。5.2.2l、IV类工况载荷Ⅲ、V类工况下,施加在下管座上的载荷不应导致妨碍燃料紧急冷却或安全停堆的变形。下管座的最大应力应不超过根据附录A建立的限值。可通过试验或经过试验验证的分析方法验证设计是否满足要求,试验方法宜参照《压水堆核电厂燃料组件管座力学性能试验方法》。5.2.3运输和操作载荷在燃料组件运输和操作过程中,应至少能承受轴向4g和横向6g加速度,下管座不发生永久变形、结构完整性丧失或其他影响功能的损伤。可通过试验或经过试验验证的分析方法验证设计是否满足要求。采用分析方法时,下管座承受轴向4g和横向6g加速度下的等效静载时,应力强度不应超过I、I类工况对应的应力限值;采用试验方法时,下管座格板的永久变形不应超过设计要求,并且其他尺寸不超过图纸公差要求。试验方法宜参照《压水堆核电厂燃料组件管座力学性能试验方法》。5.2.4循环载荷设计寿期内施加在下管座上的循环载荷不应导致其发生疲劳失效。应考虑至少1000次I、I类工况循环载荷和1000次运输与操作循环载荷的叠加效应,累积使用因子应少于1.0。I、I类工况载荷应考虑控制棒组件落棒冲击以及压紧弹簧产生的压紧力叠加作用,最大运输和操作载荷应根据附录A方法计算。可通过试验或经过试验验证的分析方法验证设计是否满足要求。5.2.5材料下管座的材料应能够提供满足要求的强度及其他机械性能、耐腐蚀性能、尺寸稳定性和加工性能。5T/CNEA0372022应考虑温度、水化学、中子注量和制造工艺的影响。钴含量不能超过0.05%(质量百分数)。5.2.6冷却剂流通下管座应能够在冷却剂进入燃料棒间通道前进行尽可能均匀的流量分配,同时确保压降可接受。宜参照满足《压水堆核电厂燃料组件管座压降试验方法》的试验验证压降满足要求。5.2.7异物过滤下管座应具备异物过滤能力,减少可能导致包壳失效的异物进入燃料棒间流道的概率。宜参照满足《压水堆核电厂燃料组件管座异物过滤性能试验方法》的试验对异物的过滤能力。5.2.8接口尺寸下管座的接口尺寸应该与堆芯下板相配合,实现燃料组件底部的正确定位,使下管座与定位销有足够的配合长度,并且确保能够顺利可靠地将燃料组件插入或卸出堆芯、燃料转运篮或燃料贮存格架等。设计应考虑最不利的公差叠加。5.2.9燃料棒下端轴向限位下管座应对燃料棒进行下端限位,防止其穿过下管座从下方掉出燃料组件。由于格架夹持力下降等导致燃料棒与下管座接触时,不应阻塞冷却剂进入燃料棒间的通道,流量分配和压降应仍满足设计要求。5.2.10导向管和仪表管接口下管座应能够容纳或固定导向管和仪表管(若有)底部,以合理方式对导向管和仪表管(若有)提供定位或支撑并防止其扭曲变形。5.3压紧弹簧5.3.1燃料组件压紧5.3.1.1I、Il类工况(除热态冷却剂泵超速工况)对于I、I类工况(除运行温度下的反应堆冷却剂泵超速外),压紧弹簧应提供足够的压紧力以防止燃料组件发生提升脱离堆芯下板。5.3.1.2热态冷却剂泵超速工况和ll、V类工况对于运行温度下的反应堆冷却剂泵超速工况或Ⅲ、类工况,如果燃料组件发生提升从堆芯下板脱离,提升量不应导致堆芯下板定位销和燃料组件下管座销孔脱离,压紧弹簧不应发生过大的永久变形而导致后续运行中压紧力不足。5.3.2材料压紧弹簧的材料应具备足够的强度、弹性、尺寸稳定性以及耐腐蚀等能力。对于镍基合金材料,在设计中应充分考虑应力腐蚀开裂的影响。5.3.3防止零件松脱应通过压紧弹簧和上管座的配合设计尽可能降低压紧弹簧断裂后发生零件松脱的可能性,并对压紧弹簧断裂后的运动进行限制,防止其对控制棒运动造成干涉。5.3.4容纳燃料组件生长压紧弹簧的压缩行程应能够容纳燃料组件的热膨胀和辐照生长。燃料组件上管座接触堆芯上板或燃料组件达到设计允许的生长限值前,压紧弹簧不应被压实或产生过大的压紧力。如果燃料组件发生提升并与堆芯上板接触,上管座和压紧弹簧设计应防止燃料组件顶部承受过大的弯矩。5.3.5外围轮廓尺寸压紧弹簧及其零部件不应超出上管座的外围轮廓。如果压紧弹簧或其零部件是上管座外围轮廓的组成部分,边缘应设计倒角或其他导向特征。T/CNEA03720225.3.6不妨碍运输和操作压紧弹簧及其零部件在操作、运输或检测、维修时不应妨碍工具的正常使用。压紧弹簧的刚度特性应满足装卸料时对压力容器、堆内构件等必要的组装和拆卸操作需要。能能行CrEneryT/CNEA0372022附录A(规范性)应力限值及载荷A.1应力限值A.1.1l、Il类工况对于I、I类工况载荷,采用不锈钢的管座应力限值如下: 总体一次薄膜应力(pm)sm 一次薄膜应力+弯曲应力(pm+pb)1.5sm次应力+次应力P+pb+Q3m对于类工况载荷采用不锈钢的座应力限值如下:对于类工况载荷采用不锈钢的座应力限值如下:总体次薄膜应力P24或次薄膜应力+弯曲应力P+pb3