T/CNEA 037-2022 压水堆核电厂燃料组件管座设计要求

　　ICS 27.120.10

　　CCS F 48

　　团 体 标 准

　　T/CNEA 037—2022

　　压水堆核电厂燃料组件管座设计要求

　　Design requirements of nozzles for 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/T 20035—2011 压水堆核电厂工况分类

　　NB/T 20057.3—2012 压水堆核电厂反应堆系统设计 堆芯 第3部分：燃料组件

　　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]

　　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。安全停堆地震是作为核电厂设计基准的地震。若发

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　　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]

　　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 不应妨碍上部堆内构件可靠的远距离拆卸和替换。

　　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窜出。

　　4.1.7 具备可拆装性

　　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。

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　　4.2.5 堆芯冷却剂流通

　　下管座应能够在冷却剂进入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。

　　4.2.6 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。

　　4.2.7 异物过滤

　　下管座及配套的防异物装置设计应能够降低异物进入燃料组件的概率，同时保持可接受的压降。

　　4.3 压紧弹簧功能需求

　　4.3.1 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， 使燃料组件不脱离堆芯下板。

　　4.3.2 容纳燃料组件长度变化

　　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异以及燃料组件的辐照生长 引起。

　　5 设计要求

　　5.1 上管座

　　5.1.1 I 、Ⅱ 类工况载荷

　　I 、Ⅱ 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《压水堆核电厂燃料组件 管座力学性能试验方法》。

　　5.1.2 Ⅲ、IV类工况载荷

　　Ⅲ 、IV类工况下，施加在上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，应保证 控制棒组件可以完全插入。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《压水堆核电厂燃料组件管座力学性 能试验方法》。

　　5.1.3 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，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4g 和横向6g 加速度的等效静载时，应力强度不应超过I 、Ⅱ

　　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《压水堆核电厂燃料组件管座力学性能试验方法》。

　　5.1.4 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1000次 I 、Ⅱ 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、Ⅱ 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。

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　　5.1.5 材料

　　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

　　5.2.1 I 、Ⅱ 类工况载荷

　　I 、Ⅱ 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》。

　　5.2.2 Ⅲ、IV类工况载荷

　　Ⅲ 、IV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 、 Ⅱ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 、Ⅱ 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 、Ⅱ 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。

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　　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

　　5.3.1.1 I、Ⅱ 类工况(除热态冷却剂泵超速工况)

　　对于 I 、Ⅱ 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Ⅲ、IV类工况

　　对于运行温度下的反应堆冷却剂泵超速工况或Ⅲ、IV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。

　　5.3.6 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。

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　　附 录 A

　　(规范性)

　　应力限值及载荷

　　A.1 应力限值

　　A.1.1 I 、Ⅱ 类工况

　　对 于I 、Ⅱ 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) ——一次应力+二次应力 (Pm+Pb+Q)

　　1.5 Sm

　　3.0 Sm

　　A.1.2 Ⅲ、IV类工况

　　对于Ⅲ、 IV类工况载荷，采用不锈钢的座应力限值如下：

　　——总体一次薄膜应力 (Pm) 2.4 Sm或0.70 Su

　　——一次薄膜应力+弯曲应力 (Pm+Pb) 3.6 Sm 或1.05 Su

　　上述限值基于弹性基准计算，为满足设计目标应使用两个限值中较小的一个。Pm 为一次薄膜应 力 ，Pb 为一次弯曲应力， Pm+Pb 为一次薄膜加弯曲应力，Q 为二次应力，Su 为抗拉强度， Sm 为许用 应力强度。 Sm 取以下四者中的最小值：室温下最小抗拉强度的1/3、室温下最小屈服强度的2/3、工 作温度下抗拉强度的1/3、工作温度下屈服强度的2/3(如采用屈服强度与抗拉强度小于0.625的奥氏 体不锈钢、镍基合金，此处可采用工作温度下屈服强度的0.9倍)。

　　A.1.3 运输和操作

　　在分析运输和操作时的上、下管座应力时，采用的应力限值应与I 、Ⅱ 类工况保持一致。可将上、 下管座格板平面度的设计限值作为试验中的永久变形限值。

　　A.2 载荷

　　A.2.1 I、Ⅱ 类工况载荷

　　对于I 、Ⅱ 类工况，管座受到的最大轴向载荷发生在控制棒组件落棒时，控制棒组件连接柄与上 管座接触后缓冲弹簧压缩至最大行程时。I、Ⅱ类工况载荷应至少考虑控制棒落棒载荷、燃料组件最 大弹簧压紧力和来自燃料组件其他载荷的叠加。

　　A.2.2 Ⅲ、IV类工况载荷

　　Ⅲ 、IV类工况作用在管座上的载荷应至少考虑冷却剂丧失事故载荷和安全停堆地震载荷的叠加。 安全停堆地震载荷应考虑安全停堆地震在轴向上引起的压紧弹簧压紧力的增加。作用在管座上的冷却 剂丧失事故载荷以及安全停堆地震载荷可由整个反应堆设备系统模型分析获得。

　　A.2.3 运输和操作载荷

　　用于压水堆燃料组件管座的设计的轴向运输和操作载荷为4g, 横向运输和操作载荷为6g。