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200Xi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
2、.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 .ii6.2 燃料容器装卸设备 .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
3、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
4、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
5、）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 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
6、.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）。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A 1至A 4）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
7、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
8、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
9、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
10、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，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
11、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，
12、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，
13、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
14、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
