T/CNEA 036-2022 压水堆核电厂燃料组件格架设计要求

　　ICS 27.120.10

　　CCS F 48

　　团 体 标 准

　　T/CNEA 036—2022

　　压水堆核电厂燃料组件格架设计要求

　　Design requirements of spacer grids of fuel assembly in PWR nuclear power plants

　　2 0 2 2 - 1 1 - 1 5 发 布

　　中国核能行业协会 发 布

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　　目 次

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　　前 言

　　本文件按照GB/T 1.1—2020《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。

　　本文件为首次发布。

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　　压水堆核电厂燃料组件格架设计要求

　　1 范围

　　本文件规定了压水堆核电厂方形棒束型燃料组件格架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格架设计，其他类型压水堆燃料组件格架设计 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/T 20035—2011 压水堆核电厂工况分类

　　NB/T 20057.2—2012 压水堆核电厂反应堆系统设计 堆芯 第2部分：热工水力设计准则

　　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)、Ⅲ(稀有事件)、 IV (极限事故)四类工况。

　　[来源：NB/T 20035,名词解释]

　　3.2

　　冷却剂丧失事故 loss-of-coolant accident;LOCA

　　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/T 20099—2012,名词解释]

　　]

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　　3.3

　　安全停堆地震 safe shutdown earthquake;SSE或 SL-2

　　安全停堆地震是作为核电厂设计基准的地震。若发生该地震，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/T 20566-2019,名词解释]

　　3.4

　　临界屈曲载荷 critical buckling load

　　是指使格架结构发生失稳的最小的载荷。

　　4 功能需求

　　4.1 提供燃料棒支撑

　　格架应能够为燃料棒提供横向支撑和轴向定位。在其发生热膨胀、热蠕变、辐照生长和松弛之后， 仍能为燃料棒提供一定的夹持力，使燃料棒不因流致振动而发生损伤。部分格架设计主要起搅混作用， 不提供夹持力，但也能为燃料棒提供横向限位。

　　4.2 保持燃料棒间距

　　格架应能够通过其栅元内的弹簧和/或刚凸来保持燃料棒间距，从而确保燃料棒在正常运行工况及 燃料吊装操作过程中保持功能和在组件中的位置的稳定性;在Ⅲ、IV类工况下最大程度保证燃料棒间 流道畅通，从而确保堆芯保持可冷却的几何形状。可通过合理的格架布置(如增加格架数量、缩短跨 距等)和夹持力设计或其他方式减轻辐照后燃料棒弯曲对燃料棒间距的影响。

　　4.3 组成燃料组件骨架

　　格架与导向管和仪表管(若有)连接后，连同上管座、下管座一起组成燃料组件骨架，起到结构 支撑和载荷传递的作用。

　　4.4 增强对冷却剂的搅混

　　冷却剂在冲刷格架时产生的湍流能够促进燃料棒与冷却剂间的热传导。格架可设置搅混翼，在压 降和流体激励力增加可接受的前提下进一步增强对冷却剂的搅混。

　　4.5 为导向管提供横向支撑和定位

　　格架应能够为导向管提供必要的横向支撑和定位，使其保持必要的直线度，为控制棒组件及固定 式相关组件提供通道。

　　4.6 为仪表管提供横向支撑和定位

　　格架应能够为仪表管(若有)提供必要的横向支撑和定位，使其保持必要的直线度，为堆芯监测 仪表提供插入和拔出通道。

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　　4.7 防止燃料组件在操作过程中损伤

　　格架外围条带应具备导向结构，防止燃料组件在操作吊装过程中与相邻燃料组件、堆内构件或吊 装设备等发生钩挂引起损伤。

　　4.8 异物过滤

　　布置在最下部的格架宜设计为与下管座共同承担异物过滤功能，将异物限制在燃料棒不易磨损区 域(包括表面强化区域或端塞区域等)。

　　5 设计要求

　　5.1 燃料棒定位要求

　　5.1.1 格架排列和栅元布置

　　格架的排列和栅元布置应能够保持燃料棒、导向管和仪表管(若有)之间合理的相对位置，满足 堆芯核设计、热工水力设计和堆内构件接口等要求。

　　5.1.2 格架栅元支撑面方向

　　应确保格架栅元对燃料棒的支撑面(如刚凸对的支撑面等)与燃料棒轴线保持平行。

　　5.1.3 格架轴向定位

　　格架应与导向管连接，保持轴向相对位置固定，格架承受的轴向载荷不应超过连接的承载能力。

　　5.2 燃料棒支撑要求

　　5.2.1 流致振动

　　格架设计应防止燃料组件的自振频率与主泵的拍频重合，以避免发生共振。格架设计应确保燃料 棒的流致振动满足要求，应在能代表堆芯运行工况的流动条件下，采用具有典型特征的燃料组件试验 件开展试验验证。

　　5.2.2 燃料棒包壳磨蚀

　　格架应对燃料棒提供合适的支撑。格架结构、数量及排布设计共同确保在全寿命周期末考虑最不 利公差累加、弹簧辐照松弛和包壳蠕变等不利影响因素后，格架对燃料棒包壳的磨蚀不应影响包壳的 结构完整性，平均磨蚀深度不宜超过其初始壁厚的10%。

　　5.2.3 弹簧夹持和燃料棒失稳

　　弹簧夹持力和刚度设计应对燃料棒提供必要的支撑定位和夹持，同时不会对燃料棒造成超出设计 要求的损伤。弹簧夹持不应造成燃料棒失稳。可通过燃料棒失稳分析进行验证。

　　5.2.4 燃料棒间隙限值

　　带有弹簧结构的格架应设计为在热态全寿命周期初时，燃料棒与弹簧、刚凸间不存在间隙。可通 过尺寸分析方法验证，也可以通过热松弛试验进行验证。

　　5.2.5 弹簧和刚凸接触表面轮廓

　　格架设计应避免与燃料棒接触的弹簧、刚凸边缘存在锐边。

　　5.2.6 刚凸刚度

　　对于采用弹簧和刚凸对燃料棒进行定位夹持的格架，刚凸对在燃料棒径向方向的刚度应高于对应 的弹簧刚度。可通过分析方法或格架弹簧和刚凸试验进行验证。

　　5.3 热工水力特性要求

　　5.3.1 总体要求

　　格架应满足热工水力设计的要求，宜参照NB/T 20057.2—2012规定的设计准则执行。

　　5.3.2 保持流道间距

　　格架设计应确保燃料棒与燃料棒、燃料棒与导向管或仪表管间横向间距保持在热工水力设计可接 受的限值之内。

　　5.3.3 限制燃料棒弯曲

　　格架设计不应导致燃料棒弯曲超过燃料组件全寿命周期内流道闭合的设计限值。可通过相关分析 和数据比较进行验证。

　　5.3.4 格架阻力特性

　　格架的阻力特性应满足热工水力设计的要求。可通过燃料组件压降试验确定格架压降，试验方法 宜参照《压水堆核电厂燃料组件格架水力性能试验方法 第2部分：压降试验》执行。

　　5.3.5 搅混特性

　　格架的搅混特性应满足热工水力设计的要求。宜在堆芯高热流密度区域使用带搅混翼的格架设计。 格架搅混翼的形状及角度应满足压降和搅混性能等热工水力设计要求。在可采用分析进行评估，或通 过搅混系数试验及临界热流密度试验进行验证，试验方法宜参照 NB/T 20537—2018。在任何运行工况 下，搅混翼片都不允许接触到燃料棒。

　　5.4 结构完整性要求

　　5.4.1 I、Ⅱ 类工况载荷

　　对于 I 、Ⅱ 类工况下可预期的载荷，格架不允许发生妨碍燃料组件在设计全寿命周期内正常使用 的永久变形或其他失效情况。对于一般的压水堆方形棒束型燃料组件，格架承受的 I 、Ⅱ 类工况的载 荷被其他工况的载荷包络。如果对于特定燃料类型存在较大的I、Ⅱ 类工况载荷，需要建立特定的设 计要求。

　　5.4.2 Ⅲ、IV类工况载荷

　　对于Ⅲ、IV类工况载荷，格架不允许发生妨碍燃料应急冷却和反应堆安全停堆的永久变形或其他 失效情况。格架应能承受安全停堆地震载荷和最恶劣的反应堆冷却剂丧失事故载荷的叠加作用，不发 生结构失稳。应通过试验获取格架动态临界屈曲载荷，并证明最极限的冲击载荷不超过运行温度下格 架动态临界屈曲载荷实测平均值的95%置信下限值。试验方法宜参照《压水堆核电厂燃料组件格架力 学性能试验方法 第4部分：动态压塌强度试验》。

　　5.4.3 运输及操作载荷

　　在燃料组件运输及操作过程中，格架应至少能承受燃料组件轴向4g 和横向6g 的加速度。

　　a) 格架应有足够的夹持力防止燃料棒发生轴向窜动或横向滑移。可通过分析或测量格架栅元对燃 料棒的夹持力进行验证，试验方法宜参照《压水堆核电厂燃料组件格架力学性能试验方法 第 2部分：栅元刚度试验》。

　　b) 不允许发生妨碍燃料组件在整个设计全寿命周期内使用的永久变形或其他失效情况，格架钎 焊及熔焊焊缝及热影响区不应发生破坏。应通过试验获取常温下格架静态临界屈曲载荷，并 证明加速度所产生的载荷不超过该载荷限值。试验方法宜参照《压水堆核电厂燃料组件格架 力学性能试验方法 第3部分：静态压塌强度试验》。

　　5.4.4 疲劳极限

　　整个全寿命周期内弹簧和刚凸承受的循环载荷不应导致其发生疲劳失效。可通过弹簧和刚凸疲劳

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　　分析进行验证。宜采用至少2倍的应力幅或20倍循环次数来进行计算。

　　5.5 燃料组件操作要求

　　5.5.1 接口及间隙

　　格架的外形构成燃料组件外围轮廓的一部分，格架的外围尺寸应确保燃料组件能装入新燃料运输 容器、燃料贮存格架、燃料转运机构、燃料提升机构和乏燃料运输容器等。相邻的燃料组件格架之间 以及格架与堆芯围筒(或围板)之间的名义间隙应与地震和冷却剂丧失事故分析中的假设保持一致。

　　5.5.2 燃料操作导向

　　应在格架外条带上设置合适的导向结构，防止燃料组件在插入和卸出堆芯、进出转运、运输、贮 存等设备或设施的操作过程中与相邻的其他燃料组件、相关组件、反应堆部件或设备等发生钩挂而造 成损伤。应考虑运行可能导致的燃料组件弯曲和扭曲。应通过分析、格架钩挂试验或燃料组件钩挂试 验进行验证。

　　5.5.3 防止外条带弹簧外凸

　　对于外条带有弹簧特征的格架，格架外条带和弹簧设计应确保燃料棒插入后弹簧不向外凸出格架 外条带平面。

　　5.6 异物过滤要求

　　布置在最下部的格架应配合下管座限制异物进入燃料棒易磨损区域(包括端塞和表面强化区域以 外的区域)。宜参照《压水堆核电厂燃料组件管座异物过滤性能试验方法》进行试验验证。

　　5.7 材料要求

　　5.7.1 辐照效应

　　格架设计中需要考虑辐照导致的强度变化、韧性变化、应力松弛、生长等影响。

　　5.7.2 格架腐蚀

　　在设计全寿命周期内，格架(包括焊点和焊缝)由于腐蚀导致的金属损失不应过大。在考虑腐蚀 导致的材料变薄之后，格架的各部件需要满足应力限值要求。可通过分析验证其满足设计要求，也可 以通过类比在相同或更恶劣的工况(温度和时间等)下运行经验来验证。

　　5.7.3 中子吸收截面控制

　　布置在燃料棒活性区内的格架应尽可能使用低中子吸收截面的材料，如锆合金等。

　　5.8 制造要求

　　5.8.1 总体要求

　　格架设计特征应确保在燃料组件骨架组装和燃料棒拉棒过程中，不发生燃料棒及燃料组件其他零 部件的损伤。

　　5.8.2 可制造性

　　格架的尺寸公差和技术要求应考虑现有制造能力。

　　5.8.3 燃料棒划伤控制

　　格架栅元夹持力以及其他设计特征不应导致燃料棒表面产生过度划伤或磨损。刚凸和弹簧等与燃 料棒接触的设计特征外形不应存在锐边。可通过计算分析或试验获取格架的栅元刚度，试验方法宜参 照《压水堆核电厂燃料组件格架力学性能试验方法第2部分：栅元刚度试验》。

　　5.8.4 不相容材料接触控制

　　格架在制造过程中不允许与不相容材料发生接触从而导致其腐蚀性能受到影响。

　　5.8.5 应力释放变形

　　冲压之后的应力释放不应造成弹簧、刚凸或条带其他特征发生不可接受的扭曲变形。

　　5.8.6 焊接质量

　　应对允许的焊接缺陷进行控制，确保格架的机械强度不会因为焊接缺陷而低于设计限值。

　　5.8.7 格架收缩

　　镍基合金格架在制造中可能发生的尺寸收缩不应影响燃料棒、导向管和仪表管(若有)相互之间 的间距 。