核动力厂燃料装卸和贮存系统设计.doc

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1、核安全导则 HAD XXX/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1.1目的1.2范围2燃料装卸和贮存系统及其功能2.1概述2.2新燃料2.3已辐照燃料3总的设计基准3.1概述3.2运行状态3.3假设始发事件3.4设计基准事故3.5其他考虑4新燃料装卸和贮存系统4.1概述4.2系统设计4.3设备4.4支持系统4.5装卸操作5已辐照燃料及其他堆芯部件的装卸和贮存系统5.1概述5.2系统设计5.3设备5.4支持系统5.5操作5.6已辐照燃料拆卸与再组装措施5.7有关破损燃料的措施5.8其他已辐照部件的装卸和贮存6燃料容器的装卸6.1燃料容器装卸的设计6.2燃

2、料容器装卸设备6.3装卸料操作7多堆核动力厂的燃料装卸8质量保证与文件8.1质量保证8.2燃料组件和其他堆芯部件的标识、位置和移动附 件1 引 言1.1 概述本安全导则是对核动力厂设计安全规定(HAF 102，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

3、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： 核动力厂燃料的安全接收； 燃料在使用前的检查和贮存； 新燃料装入堆芯； 已辐照燃料卸出堆芯； 需要时已辐照燃料重新装入堆芯； 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； 运输容器的装卸。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

4、堆换料类型的反应堆。1.3.2 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。1.3.3 本安全导则不包括下列内容： 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； 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； 运输容器的设计； 超过核动力厂设计寿命的燃料长期贮存； 燃料的实物保护或与核材料保障有关的内容； 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2.1.1

5、 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。2.1.2 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

6、）。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A1至A4）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。2.1.3 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、操作人员的培训与经验、以及在设计中应考虑的外部事件有关。2.2 新燃料2.2.1 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

7、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收使用的易裂变材料制造的（例如是由铀钚混合氧化物燃料制造），对操作人员的辐射防护仍然是需要的。2.2.2 未辐照燃料组件或燃料元件的损坏，可能导致燃料物质直接释放。然而，所担心的更大安全问题是将破损燃料装入反应堆的可能性，这可能损害安全运行而导致严重的危险。应通过采用适当的新燃料装卸和贮存方法，保证始终保持燃料的完

8、整性；并且应通过在使用之前对燃料的检测，将破损燃料装入反应堆堆芯的风险降到最低。2.3 已辐照燃料2.3.1 乏燃料贮存设施要保证燃料从反应堆卸出时起，到为运出反应堆厂址去进行后处理或作为放射性废物处置而装入乏燃料容器时为止既满足辐射安全又满足保安的要求。该设施包括乏燃料的装卸、贮存、转运和回取系统。这些系统的主要安全功能就是保证燃料在任何时候保持在次临界状态，保持燃料包壳的完整性，燃料得到充分冷却以排出余热，放射性物质得到包容，对健康和安全没有不适当的风险或对环境没有不适当的危害。2.3.2 已辐照燃料是装在带屏蔽的并有充分冷却的运输容器内进行运输的，这些运输容器的内部可以是干燥的或部分充以

9、冷却剂的。运输容器有一个内部构件使燃料在运输过程中保持预先规定的排列方式。给运输容器的装料，可以在贮存水池中规定区域的水下进行，或者在独立的运输容器装料池中进行，或者采用干法装料。燃料可以先放入一个篮子里，然后再装入运输容器。无论在厂内或厂外，容器装卸系统都应保证容器能够以满足适当要求的方式被接收、装载和做运输准备。3 总的设计基准3.1 概述3.1.1 燃料装卸和贮存系统的设计应保证在装卸和贮存中燃料的完整和性能。无论任何时候都要执行下列基本安全功能，以防止辐射对核动力厂人员和公众造成的健康影响： 维持燃料的次临界； 排出已辐照燃料的余热； 包容放射性物质。应根据有关导则的要求保证辐射防护，

10、并应用合理可行尽量低原则。3.1.2 在设计过程中，对正常的运行状态以及可信的异常状态，应结合适当选定的输入数据和假设，使用经验证的工程实践。在设计过程中应考虑从相似设施获得的经验反馈，并且应将人因差错（作为事件或事故的组成部分）降到最低程度。在遵循这些建议时，应当应用纵深防御原则（见HAF 102）。3.1.3 在设计过程中，只有经验证的方法才可用于预测燃料贮存的运行状态和设计基准事故的工况后果。相应地，输入数据应既具有真实性又具有保守性，并应覆盖运行状态和设计基准事故。当在输入数据、分析或预测里不确定性不可避免时，就应为它们确定适当的容差，并进行敏感度研究。3.2 运行状态3.2.1 燃料

11、装卸和贮存系统的设计应保证在所有运行状态下都能够安全地执行其功能。应规定与正常运行有关的设计参数。对于不停堆换料系统，应规定允许换料的反应堆运行条件（例如反应堆功率水平和冷却剂流速），并应在保证符合该条件下换料。3.2.2 设计应要求并应保证在任何换料操作开始之前重要的服务设施的可利用性已经具备（例如，电动吊车的重要供电系统、冷却系统或净化系统存在不可接受的故障时，或者包容边界和通风的监测系统不可运行时，不应进行换料操作）。3.3 假设始发事件应对可能影响燃料装卸和贮存系统及其相关厂房设计的假设始发事件的后果进行分析。假设始发事件应根据确定论和概率论方法进行选择，其事件清单应包括下述段落中的事

12、件。这些事件可以分为两类：发生在核动力厂内的事件和通常由核动力厂外部原因引起的事件（参见相关导则）。3.3.1 内部事件3.3.1.1 重物跌落重物跌落到安全相关物项（例如跌落到贮存的燃料组件上或落入燃料池里）是一种潜在的危害。设计目标应消除在贮存燃料的上面移动重物的可能性，以防止任何重物砸在贮存的燃料和其他安全相关物项（例如燃料组件、贮存格架、燃料池或燃料池衬里，以及燃料厂房）上。提升设备的可靠性应达到这样的程度，即对重物的跌落可以放心地不予考虑，例如使用单一故障保护的起重机。为了确定其潜在后果，应对跌落重物进行分类考虑，例如运输容器或板盖、转运容器和多用途密封盒或筒、燃料或燃料贮存格架、以

13、及动力操作或手动操作工具等。设计者应依据3.5.3.1的指导评价燃料装卸事故的可能性。3.3.1.2 设备故障设计应保证无论在贮存设施内还是贮存设施外的设备或系统的可信故障后果都不会超过允许极限。这些事件的例子有：可能导致燃料水池水温度升高或沸腾的冷却系统故障；水中中子吸收剂的稀释；燃料组件卡在不适当的位置；一组贮存格架的侧向移动；换料机钢丝绳超过了设计荷载重量；不适当的移动导致燃料破损以及不能安全地完成所要求的操作。3.3.1.3 内部水淹对于中子慢化被用作控制目的以及在干燥条件下进行燃料装卸和贮存的地方，应防止内部水淹，以避免意外临界。为了防止安全相关设备（例如乏燃料监测系统和冷却系统）无

14、法操作或误操作，也应提供防止内部水淹的保护。3.3.1.4 反应堆冷却剂丧失事故或卸压对于所有的贮存区域，应确定假设的由反应堆造成的事件的影响，以便评价是否有合适的附加保护措施，以应付中子慢化的可能变化和对设备的影响。对于不停堆换料，应确定冷却剂丧失事故或卸压对换料机和燃料装卸操作的后果。3.3.1.5 内部飞射物应考虑由旋转机械故障、承压部件破裂或其他可信途径产生的飞射物，必要时并应提供保护，以便保证不存在安全上不可接受的后果。尤其需要考虑气体和常规燃料的贮存及其相关的运输安排，以防止潜在爆炸产生的飞射物。3.3.1.6 火灾与爆炸应确定火灾对干法贮存燃料、对贮存在水池内燃料的冷却能力或对设

15、备的重要供电的损害的可能后果。应考虑灭火剂对贮存燃料的次临界状态的影响。应考虑核动力厂或核动力厂附近的假设爆炸引起的冲击波的影响。3.3.1.7 操作人员差错设计应把限制潜在的人员差错作为一个目标。应对可能的人员差错及其后果进行分析，并在设计中加以考虑，如果可行，应提供联锁装置或其他核对措施（checks），以防止这些差错的发生。3.3.2 外部事件3.3.2.1 丧失厂外电源当发生丧失厂外电源事件时，应备有为实现所要求的安全功能（例如冷却、监测和通风）免遭危害的重要电源。3.3.2.2 地震事件应进行抗震分析，以便评价地震事件的下列可能后果，并确定安全重要构筑物、系统和部件的适当的抗震类别：

16、 重物跌落； 由于池壁损坏或管道损坏导致水池内贮存水泄漏和冷却剂系统故障； 贮存格架滑动、倾翻或撞在其他物体上； 贮存格架变形； 固体中子吸收体移位； 不停堆换料时，换料机与承受反应堆压力的流体回路的连接失去完整性； 在燃料移动过程中，换料机的支承故障、换料机本身故障或运输系统故障； 不属于换料系统的故障引起燃料装卸设备故障的可能性； 无抗震保护设备的故障导致在地震事件中要发挥功能的部件或设备的继发故障的可能性。3.3.2.3 狂风和龙卷风根据情况，应评价由狂风和龙卷风产生的作用力或飞射物对于燃料装卸和贮存厂房的可能影响。进一步指导参见相关核安全导则。3.3.2.4 洪水根据情况，应评价在滨河

17、与滨海核动力厂，洪水对新燃料和已辐照燃料的安全贮存的可能影响。进一步指导参见相关核安全导则。3.3.2.5 其他外部事件 根据情况，应评价假设有毒气云、爆炸、飞机坠毁和其他外部事件的可能影响。进一步的指导参见相关核安全导则。3.3.2.6 事件组合根据情况，应应用工程判断和概率安全分析的结果，对可信的事件组合进行考虑。3.4 设计基准事故燃料装卸和贮存系统的设计基准事故，应结合系统设计的边界条件从假设始发事件清单推导出。设计基准事故应包括可能影响反应堆安全的事件（例如重物跌落）。3.5 其他考虑3.5.1 设备分类与鉴定3.5.1.1 应确定所有燃料装卸和贮存设施的安全重要构筑物、系统和部件（

18、包括设备），然后应根据其预定功能和安全重要性进行分类。3.5.1.2 应根据确定论方法进行分类，若可行，用概率论方法和工程判断作补充。3.5.1.3 安全重要构筑物、系统和部件应设计成能够承受与其安全分类相对应的假设始发事件，并经鉴定合格。非安全相关设备的缺陷或功能异常，不应直接或间接导致安全相关设备的故障。3.5.1.4 鉴定程序应包括的物项如：新燃料贮存区；乏燃料贮存池；燃料贮存格架；池水冷却系统；提升与装卸设备；电气仪表与控制系统；以及相关的厂房。应保证这些物项是根据相应最严格规范或标准（例如核安全导则 核动力厂抗震设计与鉴定）建造的。3.5.2 布置应保证燃料贮存设施的实体布置和排列在

19、所有运行状态和在所有的设计基准事故之中及之后保持燃料的次临界状态。贮存设施应设计成能防止对贮存燃料造成的实体损坏，并且在包括设计基准事故工况在内的所有工况下能维持可冷却的几何布置。3.5.3 辐射防护3.5.3.1 要求设计中包括将放射性物质向环境的释放减到最小以及防止在燃料装卸和贮存过程中燃料破损的事故工况所导致的职业照射和公众照射的系统。应进行某种极限情况计算，例如，一组含有实际最多裂变产物的燃料组件坠落，继而发生组件的所有燃料棒损坏，在此情况下，证明即使按照最不利的向环境释放的假设，放射性后果也能够保持在允许的限值之内。一些不太保守假设诸如全部组组件外围燃料棒损坏，应根据机械的和经验的方

20、法确认。3.5.3.2 在所有操作中应给核动力厂的人员提供屏蔽保护。应采用包括联锁和行政管理的适当的防护组合，防止已辐照燃料或其他放射性部件被移动到未屏蔽位置。3.5.4 池水应提供监测燃料装卸和贮存的池水状态并将其维持在可接受状态的设施，池水状态包括水位、水化学、透明度、活度、水温等。3.5.5 装卸设备3.5.5.1 装卸设备的设计应保证对于施加于构筑物、系统和部件的静载荷和动载荷都有足够的承载能力。3.5.5.2 装卸设备的设计应具有高可靠性以防止燃料组件的坠落和对燃料造成不可接受的装卸应力。装卸设备的设计应在燃料移动时发生设备单一故障或单一人因差错不会导致燃料破损。只有那些按照最严格标

21、准设计并且已经进行了合理性证明的特殊物项和部件，例如不停堆换料起吊路径上的高应力部件，可以允许作为设备单一故障准则的例外。尤其应注意铀钚混合氧化物燃料的装卸设备，应为装卸此类燃料规定适当的要求。3.5.5.3 应通过机械的或电气的联锁防止在燃料贮存位置或其他安全重要物项的上方移动物体。3.5.5.4 应提供手动操作设备的使用规定，以便在燃料装卸系统故障时能够把燃料组件安放到安全位置。3.5.6 检查、试验和维修3.5.6.1 贮存和装卸设施和设备的设计应为便于设备的检查、试验和维修以及为便于监测辐射和污染提供足够的可达性。3.5.6.2 应提供检查和鉴定单个已辐照和未辐照燃料组件的方法。3.5

22、.7 破损燃料3.5.7.1 设计应为可疑或破损燃料元件或燃料组件的装卸和安全贮存以及为在运行中可能需要进行的破损燃料的再组装提供方法。3.5.7.2 根据情况，设计应为燃料装卸和贮存区域以及设备的去污提供方法。3.5.8 人因设计时应考虑到人的因素，以便促进编制清晰的使人为差错风险减至最少的操作程序。设计应考虑到能验证预定操作和探测可能导致严重安全问题的任何操作错误。3.5.9 退役在设计阶段就应考虑便于燃料贮存和装卸设施最终退役的措施。4 新燃料装卸和贮存系统4.1 概述4.1.1 新燃料装卸与贮存装置设计应保证在任何时候都能够满足3.1.1中所述的基本安全功能。4.1.2 在任何时候和任

23、何地点装卸和贮存新燃料都应保证维持次临界状态，以防止放射性对核动力厂工作人员和公众的健康的严重影响和防止放射性物质泄漏。设计应能够在同时发生两项独立的异常事件时保证维持在次临界状态。4.1.3 新燃料的装卸和贮存区域应保持在适宜的环境条件下，如湿度、温度和清洁空气等。任何时候在该区域内都不允许发生化学污染。4.2 系统设计4.2.1 次临界度分析4.2.1.1 设计应对燃料贮存设施进行分析以证明在所有可能（正常和异常）的配置和条件下，包括在所有可能的临时配置下，整个系统能够保持所贮存的燃料在次临界状态。假设的条件应包括正常干燥条件、水淹条件、具有或没有蒸汽注射以及完全蒸汽注射条件以确定哪一个是

24、最苛刻的条件。4.2.1.2 在确定次临界度时，要用到有效增殖因子keff或者无限增殖因子 k的保守计算值。推荐应用以下各点：（1） 应在考虑所有计算机程序和实验数据的不确定度下证明在所有条件下次临界裕度是充分的；（2） 如果单个燃料组件的铀富集度是变化的，应使用精确的模型或假设一个保守的燃料组件的铀富集度计算值；（3） 如果各燃料组件的铀富集度不同，设施的设计通常以具有最高铀富集度的燃料组件或具有最高反应性的燃料组件为基础；（4） 凡燃料设计是可变的和/或任何与燃料有关的数据（如设计、几何形状和材料的技术规格、制造公差和核数据）具有不确定性，应在所有的次临界计算中使用保守计算值。如果需要，应

25、进行敏感度分析以量化这些不确定度的影响；（5） 贮存设施的贮存量应假设为设计最大容量；（6） 应不考虑设施中吸收中子的零部件的信用，除非它们是永远固定的，它们吸收中子的能力是能够确定并且它们不会因为任何假设始发事件而被劣化；（7） 应考虑由于假设始发事件所引起的贮存设备和燃料的几何变形；（8） 对于预计运行事件，应做出中子慢化的适当保守假设；（9） 应考虑中子反射的影响；（10） 应通过适当计算证实不同贮存区域的中子去耦假设。4.2.2 布置新燃料的装卸和贮存系统布置的有关要求如下：（1） 贮存的燃料配置应在任何运行状态和在设计基准事故期间及之后保持在次临界状态；（2） 新燃料的装卸和贮存区域

26、应予保卫，禁止未经授权的人员进入及未经授权的燃料移动；（3） 燃料贮存区不得是通向其他非燃料装卸操作区的通道的一部分；（4） 接收和运出燃料的运输路线应布置得简短，满足安全要求；（5） 布置应为工作人员提供便捷的应急出口；（6） 布置应禁止在贮存的燃料上方移动重物，如贮存格架、贮存容器或提升装置等，这些重物的跌落可能会对燃料和安全有关的物项造成损坏。例外情况应证明其合理性；（7） 布置应保证以规定的和安全的方式接收预定在新燃料区进行装卸和存放的未经辐照的堆芯部件；（8） 应为燃料、其他堆芯部件、贮存容器和装卸设备的必需的移动提供充足的空间；（9） 应为燃料组件、堆芯部件和贮存容器提供足够的和特

27、定的贮存位置。应切实防止无意地把燃料放置在指定地点以外；（10） 布置应允许对燃料、燃料装卸设备包括吊车和贮存容器进行检查。应有损坏燃料修理和重装空间；（11） 新燃料的干法贮存区不应安装运行人员必须对其进行日常定期巡检的任何运行设备（例如阀门或管道）。4.2.3 防水淹4.2.3.1 应通过对设施适当的设计防止干贮存区被水或其他慢化材料淹没，以避免由于慢化作用而引起意外临界和燃料的包壳破损。4.2.3.2 在干法贮存区的设计中应考虑可能存在的慢化材料。应避免水管通过干贮存区。4.2.4 防火4.2.4.1 燃料装卸和贮存区的设计应能够限制新燃料遭受火灾的风险。4.2.4.2 在燃料装卸和贮存

28、区应限制和监视存在的易燃物品（如易燃的包装材料或易燃物品输送的管道系统等）。在该区域应避免出现对新燃料装卸和贮存非必需的供电线路。燃料贮存区的设计应保证在火灾期间和灭火活动时保持次临界状态。中子慢化材料（如水或泡沫）只有其在被证明对次临界度的影响可忽略不计时才可考虑用于灭火。在燃料装卸和贮存区应设置标明可用和不可用灭火材料的警示标识。4.2.5 材料和结构4.2.5.1 使用的材料和建造方法应便于表面去污。应考虑所有运行工况和设计基准事故工况下去污材料和运行环境的相容性。应禁止可导致局部腐蚀的任何进水。4.2.5.2 对于使用固定的固体中子吸收体的贮存系统，在设施的整个运行寿期内必须有措施或方

29、法检验： 吸收体确已安装好； 吸收体既未失效和缺损也未被低于原设计要求的吸收体材料所更换。4.2.6 装卸铀钚混合氧化物的燃料组件4.2.6.1 由于铀钚混合氧化物燃料的高放射性水平，为了限制对人员的照射，装卸这类新燃料组件时应考虑设置附加的屏蔽。4.2.6.2 由于燃料碎屑的散出会导致额外的化学危险，所以应注意保护燃料的完整性。作为预防措施，在装卸操作时，作用于燃料元件上的垂直提升力应保持在所必需的最小值。4.3 设备4.3.1 概述4.3.1.1 对于新燃料的装卸、贮存和检查，应配置适当的设备。通常包括： 吊车或轻型起重设备； 为燃料装卸专门设计的抓具和其他工具； 把燃料翻转至垂直位置的倾

30、翻机（仅用于某些反应堆的设计）； 贮存格架； 可对燃料棒进行详细全长目视检查的检查台架； 用于组装、拆卸和修理燃料的工具； 用于校核实体尺寸的工具； 适当的污染和临界度监测手段； 清洗设施； 用于铀钚混合氧化物或经过后处理的燃料的适当的屏蔽装置。4.3.1.2 燃料装卸设备设计和操作程序应保证在堆芯装料之前和装料期间避免燃料损坏。4.3.2 设计载荷4.3.2.1 在设备的设计中，应考虑下述与载荷有关的内容： 对贮存、检查和装卸设备进行强度计算时，应对设计载荷留有适当的裕量。应规定设计载荷并应考虑静态和动态两种载荷。根据安全分级所规定的地震载荷和来自运行工况和事故工况的载荷（包括非对称载荷）应

31、作为动载荷予以考虑。下列运行载荷应按照同时发生预以考虑：n 来自燃料组件和其他待贮存的堆芯部件的载荷（如反应性控制装置和燃料盒等的载荷）；n 来自装卸设备的载荷，包括加速度载荷。 如果需要运输工具来运送未辐照的燃料组件及其容器，则这些工具必须根据所运送物体的最大重量和最大尺寸进行设计。 如果要进行燃料翻转，应设置支撑来限制在燃料组件结构内引起的载荷，以保证不发生损坏。4.3.2.2 由运行载荷产生的应力不得超过各种结构承载材料的许用限值。4.3.2.3 应制定把各种载荷组合起来的方法和准则。还应利用现有标准规定假设始发事件（见本导则第3.3节）引起的应力许用值，这些许用值可能与正常运行时的应力

32、限值不同。在分析中可以计入专门用于限制载荷的设备（如阻尼器、减震器等）的贡献，并也应考虑该设备的失效模式。4.3.3 其他设计考虑其他设计要求包括：（1） 用于装卸和贮存燃料的设备不应带有尖锐的边角，以免损坏燃料组件表面或影响燃料组件的顺利装入和卸出；（2） 装卸和贮存设备的设计应考虑易于燃料组件的装入和卸出。装卸设备的设计应防止燃料和堆芯部件被无意放置到已占用的位置或不适当的位置。可使用计算机化的操作管理系统以防止把燃料无意中放置到不适当的位置；（3） 装卸和贮存设备的设计应防止出现导致燃料不可接受的尺寸变形的横向、轴向和弯曲载荷；（4） 燃料装卸设备及相关系统应定期校准或者至少在停堆换料期

33、间开始换料活动以前进行校准。用于检查燃料物理尺寸的设备不应被用于其他目的并应定期校准；（5） 当提供固定装置诸如卡夹来固定已就位的燃料组件时，放置这些固定装置要在可视条件下进行；（6） 当操作者需要知道装卸设备状态的相关信息（包括燃料组件和/或燃料棒束的位置及抓具的状态）时，应提供适宜的、清楚的和便于定位的指示；（7） 用于升降燃料组件和其他堆芯部件的设备应设计成对任何部件不会施加不可接受的载荷。为达到此目的，应采用以下机械约束或自动保护装置： 限制起升电机的功率； 传动机构内使用滑动式离合器； 与起升电机或钢丝绳相连接的自动和连续的载荷传感装置和记录装置； 规定的速度限制。（8） 燃料装卸设

34、备的起升抓具应设计成能够安全地抓住和运送燃料或其他组件，因此：（a） 在开始提升前，应得到抓具已抓到燃料组件的正确位置上的确切指示；（b） 断电时，抓具应保持锁紧状态；（c） 当有载荷时，抓具不得与燃料脱扣；（d） 即使没有载荷时，抓具应只有在规定的标高才会与它所带的重物脱扣；（e） 抓具应配有防止燃料组件脱扣的固有安全装置。上述（c）项应通过使用机械联锁来实现。（a）和（d）项在可行时可通过使用自动联锁实现；如果不可行，应制定严格的管理程序；（9） 为了保证在装卸过程中任何可预见的情况下都容易地将燃料组件置于安全位置，应配备应急手动操作的设备；（10） 为了避免燃料就位时横向受力，应提供保护

35、装置以保证燃料装卸设备在进行燃料或堆内部件升降操作时不会发生水平移动；（11） 对燃料装卸设备的移动应有保护设施以防燃料发生损坏（如用以防止设备过分接近池壁和在燃料装卸中防止任何意外移动的联锁装置）；（12） 机电和电气保护装置的设计应符合单一故障准则；（13） 设计应考虑转送装置进入反应堆安全壳的贯穿件，且该开孔应满足与安全壳相一致的设计要求；（14） 燃料装卸系统和设备的设计应防止能够降低池水纯度的润滑油及其他流体或物质的泄漏和撒出。要么应防止这些物质进入湿的贮存设施中，要么最好这些物质应能够与燃料、设备和贮存装置完全相容。例如水能够完全与燃料、设备和贮存装置相容，可以用于燃料装卸系统和设

36、备中；（15） 新燃料在装入堆芯前需要先作湿贮存的设计，根据情况，可应用第5章已辐照燃料的有关建议。4.4 支持系统4.4.1 概述应为新燃料贮存区提供适当的支持系统，典型的支持系统包括： 通风系统； 疏水系统； 仪表和控制系统以及通讯设备。4.4.2 通风系统当燃料组件存放在运输他们的密封运输容器外时，通风设备的设计应当包括过滤装置以防止灰尘或其他气载颗粒进入新燃料贮存区。当未辐照燃料组件和已辐照的燃料组件使用同一通风系统时，系统应根据第5章的要求进行设计。4.4.3 疏水系统在提供疏水系统的场所，疏水系统的疏水能力应能够保证按照最大可能进水率充分排水，并且不应造成备用水源水淹的机会。应考虑

37、疏水系统特别是在池水中包含能够结晶的化学物质时发生堵塞的可能性，并应有检查流动通畅性的安排。4.4.4 仪表和控制系统以及通讯设备应提供适当的仪表和控制系统。在燃料装卸贮存区与控制室之间应有可靠的双路对讲通讯设备。4.5 装卸操作4.5.1 燃料装卸和贮存设备的设计应遵守 乏燃料贮存设施的运行和 核电厂运行安全规定中的适用的要求和指导。4.5.2 设计应考虑： 在所有运行状态和设计基准事故下安全装卸； 新燃料运输容器的接收，包括识别和目视检验以及处理破损的或不合格的燃料； 适当的检查、试验和维修操作。4.5.3 设计还应考虑与其他必要操作之间的相互影响；有要求时，应包括规程的编制。5 已辐照燃

38、料及其他堆芯部件的装卸和贮存系统5.1 概述5.1.1 已辐照燃料装卸和贮存设施的设计应保证在任何时候都能够执行3.1.1中所述的基本安全功能。5.1.2 在任何时候和在贮存已辐照燃料的任何地方，都应保证次临界状态，以防止对核动力厂人员或公众造成任何严重辐射影响，防止任何放射性物质的释放。设计应保证即使同时有两个独立的异常事件发生也能够保持次临界。5.1.3 设计应有从已辐照燃料排出余热的措施。余热排出能力应符合单一故障准则，并且热量的排出速率应足以防止那些可能导致放射性物质释放的燃料组件或贮存系统或支持系统不可接受的劣化。应规定余热排出系统的限值参数。5.1.4 应监测并尽量减小污染水平，保

39、证核动力厂各区域的安全操作环境，防止放射性物质不可接受的释放。贮存设施的设计应防止池水向地下水的任何泄漏。5.1.5 应在放置已辐照燃料和已活化的堆芯部件的所有区域周围提供屏蔽。这是为了保护操作人员，使他们从裂变产物或活化物质所受到的直接照射剂量保持在规定限值以下并且合理可行尽量低水平。5.1.6 应防止在装卸和贮存期间燃料组件和燃料元件的实体损坏。5.1.7 应控制冷却介质的水化学，以防止在所有的假设工况下燃料材料、结构部件和水池冷却系统的劣化。5.1.8 所有系统都应在其整个设计寿期内具有与其故障的潜在后果相适应的足够可靠性。正如专门的设计评价所确定的那样，要获得足够的系统可靠性，根据所采

40、用的贮存技术，也许需要：使用耐用的结构材料、多重的关键部件、与辅助设施（例如供电）的功能相一致的可靠性目标、有效的监督计划和有效的维修程序（该程序与设施正常操作相匹配）。5.2 系统设计5.2.1 次临界度分析除了为保证次临界目的所建立的设计要求之外，还应针对所有的运行状态和设计基准事故之中和其后的工况，进行临界分析，证明不会达到临界状态。在次临界的确定过程中，应使用有效增殖因子keff或者无限增殖因子k的保守计算值。除应遵守4.2.1.2 中关于新燃料次临界分析的指导之外，还应考虑下面因素：（1） 应对因易裂变同位素的积累或吸收中子同位素的衰变而可能增加的反应性留出裕量；（2） 应对可燃毒物

41、存量留出裕量，该裕量只有当监管部门接受了给出的论证并且该论证考虑了反应性随着燃耗可能增加才能确定；（3） 如果不能够仅仅凭借配置乏燃料的方法维持次临界，那么就应在设计时规定用其他方法保证次临界，例如用固定式中子吸收体或者采用燃耗信用。如果池水中包含可溶性中子吸收剂，那么只有假设无法提供能够引起池水稀释的补给水时，才可在次临界度研究里加以考虑 。可溶性中子吸收剂和燃耗两种信用不应同时应用于相同的贮存区域；（4） 所有的燃料都应假定具有带来最大反应性的某个燃耗水平和富集度值，除非燃耗信用的假定是在燃料贮存之前依据确认裂变材料含量或损耗水平计算值的精确测量作出的；（5） 在所有的临界计算中都应考虑中

42、子反射的效应；（6） 对于不同的贮存区域的中子去耦假设应使用精确计算的方法核实；（7） 应考虑可能贮存没有完全“烧乏”的燃料组件。5.2.2 布置5.2.2.1 4.2.2 中第（1）至（8）条的有关指导同样适用于已辐照燃料贮存的布置。5.2.2.2 指定的物项应贮存在指定的适当贮存位置上。这个要求适用于所有类型的燃料组件、反应性控制装置、假燃料、燃料盒、仪器设备、中子源、其他堆芯部件和其他物项例如贮存容器或运输容器等。设计容量不得依赖于在未授权位置贮存燃料组件，并且应切实保证不得发生把燃料无意地放置在指定位置之外的事件。5.2.2.3 应给已辐照燃料提供足够的贮存容量，以允许其从反应堆厂区运

43、出之前，可进行充分的放射性衰变和余热排除。对于铀钚混合氧化物燃料，应考虑更高的余热值。5.2.2.4 在确定贮存容量是否充分时，应考虑满足在反应堆寿期内任何时间可能发生的最大燃料贮存要求。另外，根据反应堆类型，应对在任何时间为卸载一个整堆芯提供自由空间。还应在设计阶段考虑水池维修的可能性。5.2.2.5 应为发生泄漏的或受到破损的燃料安排安全贮存。尤其是，安排破损燃料组件的贮存时应在装卸和贮存过程中将易裂变材料的扩散风险减到最小。5.2.2.6 即使燃料贮存位置已经被最大限度占用，也应有燃料容器安全装卸的措施。燃料容器装卸区域的设计应能够容纳设施中各种各样的燃料容器。5.2.2.7 其他考虑还

44、有： 设计应允许接近贮存设施要求定期检查和维修（例如，池板连接焊缝的检查和维修）的所有部分； 应可为燃料装卸和贮存设备及燃料容器进行去污和检查； 应为所要求的燃料检查、辨认、拆卸和再组装（包括可能的燃耗测量）提供空间； 应为堆芯部件和燃料装卸和贮存设备的维修和试验所需要的工具和设备的存放和使用提供空间。也许还需要留有接收其他燃料部件的空间； 布置应保证燃料正当的移动、保证燃料和燃料装卸设备不被损坏。5.2.3 防火设计应限制火灾对已辐照燃料、燃料贮存构筑物、燃料装卸和贮存系统及安全系统等造成危害的风险。5.2.4 材料及结构5.2.4.1 乏燃料贮存设施的设计应以设计寿期即规定的运行寿期为基础

45、。设计寿期应包含例行检查、修理和零件更换。5.2.4.2 乏燃料贮存设施的安全相关的系统和部件，应设计成在设施整个寿期内都能够执行其功能。如果不能够做到，设计应考虑到能安全更换这些物项或系统。5.2.4.3 结构材料和建造方法的选择应根据监管部门许可的标准进行。应考虑可能处于高水平辐照下对材料的潜在辐照累积效应。5.2.4.4 与乏燃料组件直接接触的结构和部件材料，应与燃料组件材料相容，并且在贮存过程中不应有外来物质污染燃料，导致严重地降低燃料的完整性。5.2.4.5 应认真考虑贮存环境对燃料和安全相关部件的影响。另外，还应评价贮存环境变化（例如，经过湿干湿贮存过程）的任何影响。5.2.4.6

46、 应考虑乏燃料容器内部和外部（例如，对燃料包壳或贮存池结构）腐蚀剂的影响。5.2.4.7 对于使用固定式固体中子吸收体的贮存系统，应能够证明在设施的整个寿期内： 吸收体确实已经安装好； 它们不会丧失其有效性或实体完整性或在任何运行状态下被移动；并且在任何事故状态下也不会丧失其有效性、实体完整性或被移动 。允许用计算方法证明其有效性。5.2.4.8 乏燃料贮存区能够出现各种工况条件，例如高湿度、高温和高辐射水平。这样，安全相关物项或系统应进行环境鉴定，并且应确定限值和/或允差，以便当限值或允差被超过之后可以启动补救行动。5.2.5 设计载荷5.2.5.1 4.3.2中关于设计载荷的指导也适用于已辐照燃料装卸和贮存设备。5.2.5.2 应适当限制在正常运行或设计基准事故工况时的载荷以便保证既不引起燃料破损也不引起意外临界，并且也不会引起乏燃料贮存池或装卸设备结构损坏（见第6章有关燃料容器的考虑）。5.2.5.3 在设计中应考虑下列载荷： 由最大数量的已贮存燃料组件、反应性控制装置、毒物组件、假燃料组件和其他可以贮存的部件所产生的载荷； 水的静压力； 满