附件一：核动力厂堆芯管理和燃料装卸编写说明（征求意见稿） 核动力厂堆芯管理和燃料装卸编写说明一编写工作背景随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和管理经验方面的积累，IAEA全面地开展了对核动力厂安全法规的修订工作。新的安全要求文件No. NS-R-2Safety of Nuclear Power Plant: Operation于2000年正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-O（Rev.1）Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Operation的正式修订。随后，IAEA陆续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，其中之一就是安全导则Core Management and Fuel Handling for Nuclear Power Plant。在我国，近十多年期间也已有多个核电机组投入运行，已积累了相应的核动力厂安全运行的实际经验。考虑到这一背景，为了将我国核动力厂的安全运行提高到一个新的水平，与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对核电厂运行安全规定及下属的一系列核安全导则及时进行修订工作。二编写简况IAEA的核安全标准中关于核动力厂运行的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家经验的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨，它是保证安全所必需的。我们用它（即2002年出版的安全导则No. NS-G-2.5 Core Management and Fuel Handling for Nuclear Power Plant 作为编写核安全导则核动力厂堆芯管理和燃料装卸草稿的参考蓝本。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的协调，并力图确保本导则与2004年国家核安全局发布的核动力厂运行安全规定保持一致并对其技术内容进行补充。在编写中，我们对第一章进行了重新改写，对第三章的个别条款进行了调整、合并，形成了核安全导则核动力厂堆芯管理和燃料装卸（征求意见稿）的草稿。在此草稿的基础上，编写组内部进行了仔细的讨论、修改和审查，汇集修改意见，形成了核安全导则核动力厂堆芯管理和燃料装卸（征求意见稿）。三主要内容本安全导则的编制考虑了对国家核安全局1989年颁布实施的核安全导则核电厂堆芯和燃料管理（以下简称原导则）进行修订。本安全导则将替代原有对应安全导则。本安全导则的主要内容包括：第一章引言；第二章堆芯管理；第三章新燃料的装卸和贮存；第四章换料大纲的实施；第五章已辐照燃料的装卸和贮存；第六章堆芯部件的装卸和贮存；第七章燃料发送的准备；第八章管理和组织方面；第九章文档。与原导则相比较，新导则主要有下述一些方面的变动：1对原导则的第二章（堆芯管理）进行了调整和补充：(1) 将2.2.4.1有关内容扩充成新的一节，即“堆芯计算”。(2) 对2.2.6（破损燃料元件）一节作了大量补充，成为新的一节“保证燃料的完整性”。2对原导则的第三章（未辐照燃料的管理）的第一节（贮存）作了重新改写，内容更为具体。3对原导则的第五章（已辐照燃料的贮存）作了较大扩充，增加了三个新的小节，即“总目标”、“已辐照燃料的装卸”和“已辐照燃料的检查”。4对原导则的第九章（行政管理和组织工作）的内容作了较多补充。四导则适用性说明本导则是在中华人民共和国放射性污染防治法、中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例（HAF001）和核动力厂运行安全规定（HAF103）的要求的基础上加以编制的。该导则采纳了世界各国核安全事业最新发展成果，并针对我国实际情况加以针对性的修改，以与我国现行核安全法规、导则和技术文件相协调，适应于我国核安全监管模式和核能行业的发展现状。它的发布和实施将有力促进我国核能和核安全法规的发展，并为我国核能和核安全事业发展作出应有的贡献。 编 写 组 2007年6月26日 1 核安全导则 HAD 103/核动力厂堆芯管理和燃料装卸国家核安全局2007年 月 日批准发布国家核安全局北京 2007核动力厂堆芯管理和燃料装卸(200 年 月 国家核安全局批准发布)本导则自200 年 月 日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。目 录1. 引言11.1 目的11.2 范围12. 堆芯管理12.1 堆芯管理的目标12.2 堆芯的分析与计算32.3 堆芯运行管理52.4 堆芯监测大纲72.5 保证燃料的完整性102.6 换料大纲152.7 关于堆芯管理和燃料装卸的监督183. 新燃料的装卸和贮存193.1 新燃料的管理193.2 新燃料的接收213.3 新燃料的贮存224. 换料大纲的实施244.1 准备244.2 燃料和堆芯部件装入反应堆244.3 燃料和堆芯部件的卸出264.4 燃料和堆芯部件装卸时的预防措施275. 已辐照燃料的装卸和贮存305.1 总目标305.2 已辐照燃料的装卸305.3 已辐照燃料的贮存325.4 已辐照燃料的检查346. 堆芯部件的装卸和贮存357. 燃料发送的准备378. 管理和组织方面389. 文档41名词解释44 45 1.引 言1.1 目的1.1.1 本导则是对核动力厂运行安全规定有关条款的说明和补充。其目的是给监管当局、核动力厂运行人员和许可证持有者就核动力厂堆芯管理和燃料装卸方面的安全要求提供指导和建议。1.1.2 在本导则中，“堆芯管理”是指涉及到堆芯燃料管理和反应性控制的有关活动；“燃料装卸”是指新燃料和已辐照燃料的装卸、贮存和管理；“燃料管理”则同时包含了堆芯管理和燃料装卸。1.2 范围1.2.1 本导则叙述了各种陆上固定式热中子核动力厂的燃料管理。本导则描述了堆芯管理的安全目标，为满足这些目标要完成的任务和为执行这些任务所采取的行动。1.2.2 本导则还论及新燃料的接收，燃料和堆芯部件的贮存和装卸，以及反应堆其他材料的装入和移出。1.2.3 本导则对辐照燃料运输容器的装载和运出厂址前的准备给出了相关指导，但不涉及辐照后燃料及堆芯部件的厂外运输要求和安全预防措施，以及厂外的贮存和最终处置。本导则也不涉及与安全运行无直接关系的燃料衡算和实物保护。2.堆芯管理2.1 堆芯管理的目标2.1.1 堆芯管理的目标是在安全分析的基础上，充分考虑燃料和核动力厂的设计所规定的限制，来保证安全可靠地使用反应堆中的核燃料。为提高效率，热通量和冷却剂的温度应尽可能高。同时，关键参数必须保持在运行限值内。因此，高专业水准和相关操作的精心管理是很重要的。2.1.2 尽管堆芯管理的具体细节取决于核动力厂的堆型和组织机构，但所有情况下堆芯管理大纲应达到以下目标： 提供在整个燃料循环周期内有效地执行堆芯管理职能的手段，以保证堆芯参数维持在批准的运行限值内。堆芯管理职能包括：堆芯性能监测（包括为关键设备和规程提供多重性以对付功能丧失）；热与机械性能的评价；以及燃耗、反应性、中子物理和热工水力状态计算； 为堆芯运行策略提供支持，以获得最大的运行灵活性和最优的燃料利用率，同时仍保持在规定的安全限值内。 保证只装卸设计上经核准的燃料组件。2.1.3 为保证安全使用堆内燃料，堆芯管理的基本任务应包括（但不限于）以下方面： 按照安全要求采购新燃料 根据已批准的运行限值和条件维持相关的堆芯运行参数，以保证燃料完整性； 保障反应堆在任何正常运行或瞬态工况下的停堆能力； 燃料达到规定的燃耗或在堆内停留时间限值后即卸出，或由于运行经历（腐蚀，泄漏，弯曲）而需要提早卸出； 避免再装入不能留在堆内直到燃料循环周期末的燃料； 在允许任何燃料组件超出其限值之前提供安全论证； 检测破损燃料，必要时将其卸出； 根据燃料性能和本核动力厂及其他核动力厂的运行经验更新核动力厂运行策略； 评估安全影响，包括任何要插入堆芯或反应堆容器的部件或材料的地震学和动力学响应； 评估堆芯部件和邻近的堆内构件的辐照影响。2.2 堆芯的分析与计算2.2.1 全面的堆芯管理大纲中应考虑所用的燃料类型。应保证有恰当的数值计算方法和技术并用来预计反应堆的运行情况，以保证反应堆在运行限值和条件下运行。计算模型、计算方法和核数据库都应进行验证、确认和批准，还应考虑到测量的不确定性。计算应包括但不限于以下堆芯参数（包括稳态和瞬态工况）： 反应性随燃料燃耗的变化，以及为维持堆芯反应性所需采取的行动，如改变控制棒位置，毒物价值，冷却剂温度和空泡量，或换料频度； 所有控制棒组件的位置和反应性价值； 冷却剂中硼的反应性价值； 在运行范围和预期瞬态工况下反应性的温度系数、功率系数、压力系数和空泡系数； 堆芯和燃料组件内部的中子通量和功率分布以及用控制棒或区域吸收体对其进行控制； 燃料温度和慢化剂温度，冷却剂的流量、压差、温度、密度和热工裕量； 功率分布的稳定性。2.2.2 由于核动力厂运行、燃耗和换料，堆芯反应性将引起变化。这就需要移动反应性控制装置或改变其配置方式，从而影响功率分布。对稳态和瞬态工况，均应预计这些变动及其影响。此预计结果应尽实际可能与测量参数进行比较，并应用来核实任何时候都有足够的控制能力来保证反应堆在任何正常或故障情况下（考虑一定的失效）都能安全停堆并维持停堆状态。2.2.3 反应堆运行时，适当时应考虑下列各项： 因辐照效应产生的控制棒的反应性价值的变化； 辐照效应及控制棒遮蔽效应对中子通量探测器的影响（尤其是灵敏度的变化）； 反应堆启动时，中子源强度和中子探测器的灵敏度及位置的合适性，尤其是经过长期停堆后再启动时（此时已辐照燃料和光中子可能不构成足够强的源）。2.2.4 如果计算值和测量值相差很大，则应依序采取下列行动：（1）使反应堆处于安全状态（如有必要，停堆）；（2）找出差异的根本原因；（3）执行必要的纠正行动（包括防止其重现）。2.2.5 营运单位应保证有适当的质量保证程序，使其覆盖堆芯在线和离线计算的计算机应用，并可追溯和可再现此应用。2.2.6质量保证程序应用来保证用于堆内燃料管理的计算方法和工具已经过必要的确认 、基准标定、改进并保持更新。此外，对于重要的堆芯管理计算应要求对计算结果进行独立验证（最好是由不同的人、工具和方法进行）。应格外关注方法的鉴定，以处理如延伸燃耗、新材料、设计修改和功率提高等事项。2.2.7 应审查和评价所有堆芯计算的软件及数据库的修改对堆芯运行的影响。应按软件管理和控制的标准方法及程序对修改进行独立验证和功能测试，这可包括在实施前经过负责机构的正式批准。应建立实体的和/或行政的控制来保证相关计算机程序和数据库的完整性和可靠性。2.2.8 营运单位应保证执行堆芯计算的人员是有资格的和经过适当培训的。2.3 堆芯运行管理2.3.1 为保证堆芯的安