HAD10207核电厂堆芯的安全设计

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1、HAD102/07核电厂堆芯的安全设计（1989 年 7 月 12 日国家核安全局批准发布 ）本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解择1引 言- 2 -1.1 概述 - 2 -1.2 范围 - 3 -1.3 堆芯和有关设备的范围 - 3 -2 安全设计原则 - 4 -2.1 总则 - 4 -2.2 中子物理和热工水力设计的基本考虑 - 52.3 机械设计的基本考虑 - 6 -3 堆芯设计要求 - 6 -3.1 燃料元件和燃料组件 - 7 -3.1.1 燃料元件的设计要求 - 7 -3.1.2 燃料组件机械方面的安全设计要求3.2 冷却剂 - 10 -3.2.1 轻水- 11 -3.2

2、.2 重水- 12 -3.2.3 二氧化碳 - 12 -3.3 慢化剂 - 12 -3.3.1 轻水- 13 -3.3.2 重水- 13 -3.3.3 石墨- 13 -3.4 反应性控制手段 - 14 -3.4.1 反应性控制手段的类型 - 14 - 15 -3.4.2 最大反应性价值和反应性引人速率 3.4.3整体功率和局部功率控制 - 15 -1. 可燃毒物的影响 - 16 -2. 辐照效应 - 16 -3.5 堆芯监测系统 - 16 -3.6 反应堆停堆手段 - 17 -3.6.1 停堆手段的类型 - 18 -3.6.2 可靠性 - 19 -3.6.3 停堆和保侍停堆的有效性 - 20

3、-3.6.4 停堆速率 - 21 -3.6.5 环境考虑 - 22 -3.7 堆芯及有关结构 - 22 -3.7.1 反应堆冷却剂压力边界 - 23 -3.7.2 反应堆堆芯组件支承结构 - 23 -3.7.3 燃料组件支承结构 - 23 -3.7.4 停堆装置和反应性控制装置的导向结构 - 24 -3.7.5 堆内仪表支承结构 - 24 -3.7.6 其他堆内构件 - 25 -3.7.7 退役考虑 - 25 -3.8 堆芯管理 - 25 -1. 安全限值 - 25 -2. 反应堆运行设计资料 - 26 -3. 反应堆堆芯分析 - 26 -4. 燃料装卸系统 - 27 -3.9 瞬态分析和事故

4、分析 - 28 -1. 假设始发事件 - 28 -2. 分析- 28 -4 鉴定和试验 - 29 -4.1 设备鉴定 - 29 -4.2 检查和试验的措施 - 30 -5 设计、制造和运行的质量保证 - 30 - 名 词 解 释- 30 - 附录 I 反应性系数 - 31 - 附录 II 芯块包壳相互作用 - 32 -1. 锆合金包壳 - 32 -2. 钢包壳 - 33 -附录 III 设计中对堆芯管理方面的考虑 - 34 -a. 功率整形 - 34 -b. 堆芯反应性水平和停堆 - 35 -附录 IV 影响堆芯设计的假设始发事件的实例 - 35 -e. 引 言3.3.e 概述核电厂设计安全规

5、定( HAF102 ，以下简称规定)对核电厂堆芯设计提出了必须满 足的最低安全要求。因为这些要求是原则性的，所以需要另外有导则来规定具体设计要求。 本安全导则为规定的实施提供指导， 为反应堆堆芯及反应堆控制提供原则性的设计方法。 应该指出， 堆芯安全只有在正确地进行设计、 制造和运行的条件下才能实现。 有关运行方面 的问题，可参看核电厂运行安全规定 (HAF103) 及其有关导则。但必须向本导则是指导性文件，在实际工作中可采用不同于本导则规定的方法和方案。国家核安全局证明所采用的方法和方案至少具有本导则相同的安全水平，不会对核电厂厂区人员和公众增加风险。4.2 2范围本导则论述对反应堆堆芯安全

6、设计有重要影响的各方面因素，如中子物理、热工、水力、机械、化学和辐照。本导则适用于目前通用的，采用氧化物燃料的各种类型的热中子反应堆核电厂：改进型气冷雄（AGR ）、沸水堆（BWR ）、加压重水堆（PHWR ）（压力管型和压力容器型）和压水堆（PWR ）。本导则论述了组成堆芯及其有关设备的各个部件和系统， 还论述了堆芯安全运行以及燃料和其他堆芯部件安全装卸的设计措施。本导则中讨论了堆内构件和安装在反应堆容器上的反应性控制装置和停堆装置。在涉及堆芯设计对反应堆冷却剂、反应堆冷却剂系统和冷却剂压力边界（包括反应堆压力容器）设计要求的可能影响时，考虑的深度只限于阐明与安全导则HAD102/08核电厂

7、反应堆冷却剂系统及其有关系统和其他导则之间的相互关系。对于仪表和控制系统所提供的指导主要限 于功能要求方面。1.3堆芯和有关设备的范围本导则涉及下述硬件：堆芯，包括燃料组件和将燃料组件保持在所规定的几何位置上的构件，还包括燃料元件周围的慢化剂和冷却剂；反应性控制和停堆手段，包括中子吸收体（固体的或液体的）及其有关的结构和驱动机构或有关的液体系统部件；支承结构，包括反应堆容器内堆芯的支承结构、流体导向结构（诸如吊篮或压力管型重水堆的压力管 卜反应性控制装置用的导向管等；其他堆内构件，诸如仪表管、堆芯监测用的堆内测量仪表、汽水分离器和中子源等。 本导则对这些构件仅作扼要的叙述。本导则内，“装置”（

8、停堆装置或反应性控制装置）一词主要是指插入堆芯的实体部件，例如：任何形 状、目的和材料的控制棒、用于反应性控制的容纳流体的管子等等。这个词甚至可包括这些部件的驱动机 构。和这个词相对应，“手段”（停堆手段或反应性控制手段）一词通常要侧重于表示其功能。f. 安全设计原则3.3.f 总则规定第四章提出了堆芯设计总的安全导则。本安全导则将依据这些原则给出更详细的 设计要求。按规定所述，核电厂设计的安全目标是包容和控制厂区内所有放射性源，以保证厂区 人员和公众的安全， 以及保持放射性辐照量在合理可行尽量低的水平、 并在国家核安全部门 规定的限值以内。为达到这些目标， 采用纵深防御方法， 设置一系列屏障

9、， 以阻止放射性物 质的逸出，这些屏障是：燃料基体燃料包壳反应堆冷却剂系统压力边界 （见安全导则 HAD102/08 核电厂反应堆冷却剂系 统及其有关系统 ）反应堆安全壳系统（见安全导则 HAD102/06 核电厂反应堆安全壳系统的设 计）。对纵深防御概念更完整的论述 （见安全导则 HAD102/06 核电厂设计中总的安全原 则 ）。 堆芯设计要保证在最大可行范围内把放射性物质封闭在燃料基体和燃料包壳内，故对达到 上述目标有着重大影响。 设计过程要求对中子物理、 热工水力、 机械和化学等方面作反复考 虑。堆芯设计基本特征的技术要求与工程项目的状况有关， 如果工程项目涉及新的反应堆设 计方案，

10、在确定电厂方案设计技术要求的过程中要考虑上述各方面的相互关系， 如果工程项 目与以前设计的反应堆变化不大， 则可以根据过去的经验较容易地制定主要技术要求， 不论 哪种情况， 在对堆芯设计作详细分析以前， 都需要预先选定一些关键因素。 它们包括堆芯尺 寸、燃料组件的数目及其类型、 所要求的运行工况、 堆芯硬件所用的材料、 所要求的产热量、 反应性控制、燃料管理方案，燃料的热功率，通过燃料的冷却剂流量，中子通量峰值。其中 有些因素很可能需要根据分析的结果作出修改， 因此要有一个反复的分析过程以满足各项要 求，从安全角度来看， 设计时必须使反应堆功率能安全地得以控制并使堆芯能得到充分冷却， 以便使燃

11、料参数在运行工况和事故工况下都能保持在规定的限值内。 设计中必须确定一系列假设始发事件（参见附录 IV 假设始发事件例子），作为反应堆堆芯 安全设计和分析的依据。 必须根据堆芯冷却能力、 燃料元件和堆芯有关设备的完整性， 以及 堆芯反应性变化等来分析各种假设始发事件的后果。反应堆堆芯安全设计的主要目标是控制放射性物质从燃料元件中释放， 对于运行工况而 言，必须以保持燃料元件的完整性作为目标。 对于导致事故工况的假设始发事件而言， 必须 以保证燃料元件损坏的严重程度保持在可接受的限度内作为目标。 安全设计的基本意图必须 是尽可能使堆芯的反应性变化特性有利于安全。 设计反应堆堆芯部件和有关结构时，

12、 必须考 虑在事故工况期间和事故工况后， 仍需实现诸如反应堆紧急停堆、 堆芯应急冷却和长期稳态 冷却等安全功能。不管所采用的设计方法的细节如何， 有几项基本设计原则对于达到总体目标是很重要的。 对这些原则的讨论见下述条文。3.3.f 中子物理和热工水力设计的基本考虑（1）反应堆固有的中子物理特性、热工水力特性以及控制系统能力的综合作用必须足 以对所有运行工况下的反应堆功率进行适当调整 （有关固有的中子物理特性和反应性系数的 资料见附录 1）；（2）反应堆必须具有在运行工况和事故工况下进行停堆并保持在次临界状态的能力；（3）必须采取适当措施使堆芯在运行工况和事故工况下得到冷却，井通过分析或实验

13、证明冷却的有效性；（4）在具有代表性的运行工况的设计过程中，必须反复评定堆芯功率分布。尤其是通道功率峰值和线性热功率峰值为a）运行限值和运行工况和 b）运行规程提供依据，以保证整个堆芯寿期内符合各种设计限值、包括堆芯设计参数的限值；（5）必须提供合适的仪表和控制手段， 以监测显示堆芯状态 （包括燃料完整性 ）的参数， 并安全调整堆芯状态以保证在运行工况下不超过设计限值；（ 6）堆芯设计应该考虑到正常运行工况下为使堆芯轴向、径向和局部功率分布保持在 所规定的限值内，以少依赖控制系统为宜；（7）用于堆芯中子和热工水力设计的分析模型、数据和计算程序必须以足够的可适用 于预期工况的试验或测量结果作为依

14、据；（ 8）必须确定诸如最小临界功率比、最小烧毁比（见3.1.2.1）、局部包壳温度和燃料温度等热工水力设计限值， 使在运行工况下具有足够的裕量以保持燃科破损率在可 接受的低水平下；（9）必须提供适当的监测仪表，以便能在事故工况下评估堆芯状态。3.3.f 机械设计的基本考虑（1）燃料元件和组件的设计必须尽可能保证包壳在各种运行工况下保持密封； （2）必须按需要保证结构的完整性，使堆芯在各种运行工况和事故工况下能安全 地控制、停堆和冷却；（ 3）堆芯和各有关部件在各种运行工况和事故工况期间存在的辐照、化学和物理 过程、稳态和动态机械载荷 （包括热应力 ）等的影响下相互间必须相容；（4）必须为堆芯

15、部件的安全装卸提供手段，以保证其在运输、贮存、安装和换料 操作中的完整性 （见安全导刚 HAD102/15 核电厂的燃料装卸和贮存系统；（5）必须提供一些措施（最好是机械措施）以防止任何安全上重要的部件（例如 燃料组件和反应性控制或停堆装置）在堆芯中错装；（6）必须防止反应性控制装置的失控移动；（ 7）必须编制和实施良好的质量保证程序以确保高质量的设计和制造（见 HAF003核电厂质量保证安全规定及其有关导则）；（8）堆芯、其他堆内构件和反应堆冷却剂系统的设计必须尽量减少冷却剂流道阻 塞的可能性，以防止在任何运行工况下由于阻塞而导致堆芯损坏。g. 堆芯设计要求为了符合本导则弟二章中规定的设计原

16、则， 必须研究影响堆芯部件设计的各种关系和限制。 本章降考虑这些问题， 堆芯管理也包括在本章中， 因为燃料循环所采用的策略对燃料的功率 运行史有明显的影响，而后者对确定燃料元件在其整个寿期内的完整性起重要作用。有些硬件还执行其他导则范围内的安全功能， 这些硬件的设计必须考虑到本导则及 其他通用的导则，诸如 HAD102/14 核电厂安全有关的监测仪表和控制系统，HAD102/01 和 HAD102/08 中的要求和建议。3.3.g 燃料元件和燃料组件g.1 燃料元件的设计要求规定1.2 指出 :“燃料元件必须设计成尽管可能发生各种劣化过程仍能满意地经受堆内预 期的辐照”。规定还要求：“设计必须

17、为数据、计算和制造等方面的不确定因素留有裕量”。 下述各条列出燃料元件为满足此目标所必需的设计要求和考虑， 所述内容适用于氧化铀燃料 或氧化铀与氧化钚的混合燃料。g.1.4 热效应 评价运行工况下燃料温度时，应该考虑到诸如氧化燃料芯块密实化等引起的芯块热导率的 变化和芯块与包壳之间间隙热导率的变化。通常的做法是把运行工况下的燃料温度限值在燃料熔点之下，然而，考虑到事故工况（诸如失水事故 ）的影响，对此温度可采用更严格的运行限值。包壳的强度和腐蚀行为与温度有密切关系。 所以对运行工况， 可规定其应力、 长期变形 和腐蚀的限值。 在事故工况下， 水冷堆中的包壳温度必须按控制包壳鼓胀和锆汽反应的要求

18、 子以限值。这些效应不得妨碍安全停堆和保持停堆状态。g.1.4 裂变产物的影响 燃料元件设计中必须考虑其在堆内停留期间固态和气态裂变产物的影响， 以及燃料芯块 中裂变气体的迁移及其对内压和芯块包壳交界面之间热传导的影响。 设计中还必须考虑到裂 变产物对包壳的腐蚀效应 （见 3.1.1.6）。裂变产物引起的燃料材料的肿胀会改变材料的性能 （如热导率），并会引起尺寸变化，设计中必须考虑这些变化。安全分析中， 必须考虑反应堆卸压的后果， 以保证燃料元件内的气体压力不致于对包壳 施加不可接受的载荷， 通过限制燃科基体中气体的释放， 在燃料元件中留有容纳裂变气体的 自由空间以及保证包壳在这一过程中仍有足

19、够的强度等措施，可以减少包壳破损的可能性。g.1.4 辐照效应设计中必须考虑辐照 （特别是快中子辐照）对金属性能， 诸如抗拉强度。韧性和蠕变性 能的影响。以及对各种材料几何形状稳定性的影响。堆芯和燃料设计中还必须考虑到铀 235 的燃耗和钚的产生所引起的堆芯和燃料组件内 功率分布的变化，以及堆芯反应性和反应性系效的变化。g.1.4 功率变化效应功率瞬变期间， 由于控制装置的移动或其他反应性的影响所造成的局部或整体的功 率变化，可能导致在燃料芯块和包壳上产生应力，即燃料芯块包壳的相互作用（见 3.1.1.6）。必须研究预计的功率瞬变对局部发热率的影响， 为了确保燃料具有可接受的完整性， 设计应考

20、虑到控制系统动作的情况下，使包壳材料适应应力循环和工作循环的要求。g.1.4 燃料元件的机械效应 燃料包壳可设计成在受到冷却剂运行压力作用下呈可坍塌的或自立的， 可坍塌型包 壳在外压作用下迅即贴在燃料芯块上， 坍塌的包壳贴在燃料芯块外圈温度较低的部位在 其整个寿期内， 成为包壳的支撑。 对可坍塌型包壳和燃料芯块间的径向间隙必须加以限 制，以防止包壳形成轴向凸脊。自立型包壳能承受外压下的长期变形（蠕变变形 ）。因这种变形会导致包壳和燃料芯块之间径向间隙的减小。有些包壳初始是自立的， 最终坍塌而贴在芯块上。 在其他一些情况下， 尤其是冷却 剂压力较低或是包壳内预加压的燃料元件，不会发生包壳坍塌。由

21、局部功率或内部气压的增加所造成的燃料的肿胀或燃料的热肿膨胀都会引起包 壳的应力和变形，因此应加以限制。对于每种设计， 都必须确定因燃料密实化造成燃料芯块之间轴向间隙的允许值或自 由空腔的允许长度。由芯块膨胀和开裂引起的包壳应力和应变的讨论，见附录I。对燃料组件施加在燃料元件上界些载荷的讨论见3.1.2。g.1.4 芯块包壳的相互作用对于以锆合金作包壳的燃料元件， 要特别重视燃料芯块与包壳的相互作用。 因为这 种作用已成为燃料损坏的原因， 在有裂变产物的条件下， 应尽量减少由芯块包壳相互 作用造成的应力腐蚀开裂， 对控制锆合金包壳燃料和钢包壳燃料中芯块和包壳相互作用 的讨论见附录 II。g.1.

22、4 燃料元件内可燃毒物的影响 在燃料中混有补偿反应性变化的可燃毒物时， 可燃毒物不得影响燃料元件的完整性。其对燃料热性能的变化， 以及在化学、 机械和金相等方面对燃料和包壳的影响也必须予 以适当考虑。 同时，应考虑所添加的可燃毒物可能增加燃料基体中挥发性裂变产物的释 放。此外还必须考虑可燃毒物对燃料和慢化剂的反应性温度系数的影响， 以及对局部功率峰 值因子的影响。g.1.4 燃料元件的流体环境燃料元件和燃料组件的设计必须符合在各种运行方式 （包括停堆和换料期间） 下，均与 其所处的正常流体环境相容的要求。 环境条件包括局部沸腾、 压力、温度和化学等效应，但 并不限于这些效应。 评价热特性时，必

23、须考虑环境造成的变化，因它会使燃料元件的热阻增加。这些变化包括 包壳外表面的氧化或其他化学变化 （腐蚀） 以及在包壳表面上杂质的沉积。 就表面氧化和杂 质的沉积确定其通当保守的设计参数时， 应考虑燃料在正常运行工况下环境条件的变化范围。 所采用设计参数应以实际经验或相应于运行工况的试验数据为依据。g.1.4 氢脆为减少运行期间由氢脆引起燃料损伤的可能性， 必须限制锆合金包壳中的氢含量。 因此， 必须控制燃料元件自由空间中的水份含量。g.1 燃料组件机械方面的安全设计要求g.1.5 燃料组件中的热工水力影响通过流体流过燃料元件的机理把燃料元件中产生的能量从堆芯区传递出去， 为防止包壳 性能在发生

24、预期运行事件时下降， 必须限制燃料组件稳态时的温度。 设计人员必须考虑燃料 元件间距、燃料元件功率、子流道的尺寸和形状、栅格板、定位格架、支撑件、导流片或搅 混翼等造成的影响。 这些影响主要是热工水力的， 但也可能包括局部腐蚀、 浸蚀和微振磨蚀。 水冷堆中， 燃料元件表面干涸会导致传热系数下降， 而包壳温度则会明显上升。 这时的工况 称为“临界”。正常的做法是保证元件表面在各种稳态工况下，总是处干湿润状态。使局部 稳态功率水平与临界热流密度工况之间保持有一定的比值或裕量， 以避免出现临界热流密度 工况，所留裕量必须足以应付预期运行事件。 临界和实际正常运行参数间的比值则可以表达 为最小临界热流

25、密度比、 最小烧毁比、最小临界通道功率比、 或最小临界功率比， 这些比值 构成水冷反应堆运行工况下保守的基准。燃料元件定位格架之类的结构所造成的局部影响十分重要。所以临界热流密度（CHF ）和临界功率比（CPR）还取决于燃料组件的详细设计。因此，在实际运行中预期运行工况范 围内的临界热汽密度和临界功率比通常是由实验确定的， 然后将实验结果进行分析并整理成 能用于燃科组件设计和安全分析的关系式。g.1.5 机械效应燃料组件要受到下列情况所造成的机械应力：装料和换料过程；功率变化；压水堆的压紧载荷；温度梯度；水力；辐照造成的弯曲；冷却剂流动引起的振动和微振磨蚀；地震等外部事件；失水事故等假设始发事

26、件。 对干运行工况，燃料组件（包括控制棒导向管、中子通量测量通道和可燃毒物棒）的设计耍求包括：II. 在燃料组件内和组件周围必须为辐照生长和肿胀留有间隙；III. 必须限制燃料元件的弯曲，以防止热工水力特性和燃料性能受到显著的影响；IV. 燃料组件必须不因应变疲劳而损坏；d 燃料组件必须能承受机械压紧力和水力而不引起不可接受的变形；II.2 燃料组件及其支承结构的功能不得因振动或微振磨损而产生不可接受的影响；II.3 燃料组件必须能承受辐照，并与冷却剂的化学性质相容。燃料元件、 燃料组件及其支承结构的设计必须能保证在发生假设始发事件 （包括地震、爆炸和设备失效）时，这些部件之间的相互作用或随之

27、而来的影响不致于：妨碍安全系统的部件（例如停堆装置及其导向管）执行其功能； 妨碍燃料的冷却；对反应堆冷却剂系统压力边界造成不可接受的机械的或热的损坏，并发展到导致安全系统不能执行瞬态和事故分析中所要求功能的程度（见3.9）。3.3.g 冷却剂冷却剂是把反应堆堆芯区的热量传递出去的流体， 燃料元件表面的传热是许多变量（包括流体速度、流动形式、热力特性等）的函数。通常表示为传热经验公式。与冷却 剂有关的安全考虑必须包括： （1）在反应堆初始起动前， 要保证冷却剂系统中没有杂物和碎片， 并在以后保持这一状况；（2）设置净化系统和取出有缺陷的燃料组件，使冷却剂放射性保持在一个可接受的低水平（见 HAD

28、102/08 中的 4.5 ）；（3）在确定运行工况和事故工况反应堆控制和停堆系统的能力时，要考虑冷却剂和冷却剂 中的添加剂 对反应性的影响；（4）确定并控制堆芯冷却剂的化学和物理特性，保证冷却剂与堆芯其他部件的相容性，并 尽量减少反应堆冷却剂系统的腐蚀和污染；（5）保证在各种运行工况和事故工况下供应足够的冷却剂，以满足规定的燃料完整性准则，包括停堆时衰变热排出（见 HAD102/08 中的 3.1，4.3 和 4.5）；（6）要考虑添加剂的二次效应，例如化学、物理和辐照效应；（7）堆芯设计必须保证在运行工况下，在发生或可能发生沸腾的部位，能防止或控制流动 不稳定性和由此引起的反应性波动；（8

29、）堆内构件的设计要保证能把冷却剂以适当比例分配给燃料组件和有关的堆芯结构，以 提供所需的冷却条件。 对有些堆型，一般做法是保证冷却剂中的添加剂不会导致反应性功率系数变成正值。（对以应性系数 的进一步讲座见附录 I. ）g.2 轻水在压水堆中，正常运行期间的水始终保持在整体过冷状态。在沸水堆中，进入堆芯的水是 过冷水，流出堆芯的是水和饱和蒸汽的两相混合物。设计堆芯时还必须考虑冷却剂密度变化 （包括冷却剂相变） 对堆芯反应性的影响。 压水 堆和沸水堆中冷却剂同时用作慢化剂。 因此， 冷却剂密度的变化会影响堆芯局部和整体的功 率。为了使功率系数保持负值， 可以使用可燃毒物，以此减少对可溶性吸收剂（如

30、冷却剂中 的硼酸液）的需求。为了控制冷却剂的化学性质， 抑止冷却剂对反应堆冷却剂系统的腐蚀或减少对反应堆冷 却剂系统的污染， 可使用添加剂。 添加剂还可用作中子吸收体以帮助堆芯反应性的控制， 例 如在压水堆中使用硼盐。使用添加剂时，堆芯设计中必须考虑它们对堆芯部件的影响。更详细的讨论见安全导对冷却剂的辐照分解需要采取措施以控制腐蚀并防止爆炸,则HAD102/12核电厂辐射防护设计中的442.1。322重水重水的有关特性绝大部分和轻水的特性相类似，尽管在有些反应堆设计中冷却剂和慢化剂是分开的。3.2.1中所考虑的因素仍然适用。在冷却剂中使用添加剂，不管是为 了化学的目的（例如控制 PH值、控制氧

31、）还是为降低反应性的需要，都会影响冷却剂 或慢化剂的中子吸收。在设计反应堆控制和停堆系统时，对运行工况和事故工况都必须考虑这种影响。辐照活化也是必须考虑到的问题，在轻水和重水中，存在放射性腐蚀产物和氮 -16，而在重水中还大量地积累了氚。所以，在重水反应堆的冷却剂或慢化剂系统中必须采取 措施以防止或控制住氚化重水的释放。3.2.3二氧化碳由于二氧化碳的密度和中子吸收截面均较小，其温度和压力变化对反应性的影响可以忽略。3.3慢化剂慢化剂的选择和燃料在慢化剂中的配置，应以中子经济性最佳化的需要 （及由此引起的燃料耗用量最佳化的需要）和满足工程上的要求为依据。主要堆型采用轻水、重水或石墨作为慢化介质

32、。改ift型气冷堆石墨嘍化III. 轻水轻水在压水堆和沸水堆中都同时用作慢化剂和冷却剂。这两种功能不能机 械地分 割。因此 3.2和3.2.1中关于添加剂、 反应性特性、 辐照效应等方面的讨论对二者都适用的。IV. 重水 在重水冷却和慢化的压力管型反应堆中，慢化剂和冷却剂之间有排管容器的排管和压力管 把慢化剂和冷却剂分隔开。 有时， 慢化剂可能含有可溶性中子吸收剂， 用于反应性控制或停 堆后的反应性抑制。慢化剂还用于冷却各种反应堆构件，如排管容器本身，仪表支承结构、 反应性控制装置及其导向管。 尽管压力管和排管破裂的可能性极小， 但不能完全排除此种可 能。发生爆管致使重水冷却剂射入慢化剂区域时

33、， 部分慢化剂被冷却剂所取代。 如慢化剂中 含有吸收剂而冷却剂不含吸收剂， 发生上述替代时堆芯反应性就有可能上升。 停堆系统的设 计必须提供手段使得在发生这一事故时仍能保持停堆状态。 反应堆的结构设计中必须考虑慢 化剂的流动和温度（例如水力、温差等）的影响。在重水冷却和慢化的压力容器型反应堆中，堆芯区的慢化剂与冷却剂由冷却通道分隔。 然而，冷却剂和慢化剂回路可根据电厂的运行工况（如功率运行或余热排出）分隔或连通。 在功率运行时， 慢化剂通过少量压力补偿孔和冷却剂连通， 慢化剂的运行压力和冷却剂相同， 而温度则低于冷却剂。 慢化剂温度系由一个独立的高压冷却系统保持， 在余热排出运行工况 下，冷却

34、剂和慢化剂互相连通，两者的压力、温度或液体毒物浓度均无差异。在重水慢化剂中， 氚的比放射性会积累得很高， 因此慢化剂系统的设计中必须考虑当慢 化系统出现大破口时氚化重水释放的可能性。对慢化剂的辐照分解需要采取措施， 以控制腐蚀并防止爆炸， 详细的讨论见 HAD102/08 。 在某事故工况下，压力管型反应堆中慢化剂具有储存衰变热的能力。V. 石墨改进型气冷堆采用石墨作慢化剂。 在这类反应堆中， 石墨堆芯系由带有键槽系统的砌块 组成， 键槽系统保持栅格的对中，堆芯组件配置有约束结构， 以保持其外形。这种慢化剂的 安全问题如下：（1）不得妨碍停堆装置插入堆芯和保持停堆状态。为了证实满足这一条件，

35、必须评价石墨使堆芯保持稳定位置的能力，而这种能力不会因下列影响而失效：温度；腐蚀；快中子损伤；辐照；尺寸变化。假想的地震条件会影响石墨变形和强度特性的限值，因而必须加以考虑。 初始堆芯的慢化剂温度系数接近于零， 典型情况是稍偏负值， 所以冷态堆芯具有最大的反应 性。平衡堆芯状态下， 大部分燃料通通中钚已有一定程度的积累， 而且慢化剂温度系数为正 值。所以平衡堆芯的最大反应性状态与处于热运行温度的慢化剂有关， 甚至对保持停堆工况 的反应堆也是如此。 然而在瞬态工况时， 慢化剂温度响应时间比燃燃的要慢。 燃料的温度系 数是负的，所以就降低了慢化剂正温度系数的重要性；（ 2）放射性物质向冷却剂回路中

36、的释放应尽可能保持于低的水平。为了做到这点，应限制石墨中杂质（尤其是 Mg、Cl和B）的含量；（3）应保证慢化剂在反应堆设计寿期内的完整性。必须在C02冷却剂中加入甲烷以防止腐蚀，但必须考虑到它的二次效应，并对 CO 含量加以控制；（ 4）石墨砌块上的气体分配钻孔和石墨砌块之间气流通道的设计，应为所有砌块提供适当份额的冷却剂， 以限制初始堆芯和堆芯整个寿期内所有预计的砌块收缩和生长 状态下石墨温度峰值。V.2 反应性控制手段本条讨论规定 4.3 所提及的正常运行时的反应性控制手段，有关停堆时的反应 性控制将在本导则的 3.6 中讨论。反应性控制手段必须具有安全地调节功率和功率分布的能力， 包括

37、补偿某些反应性 变化（如氚浓度变化、冷却剂温度变化、 燃料和可燃毒物的燃耗、 预计的运行瞬态等引 起的反应性变化）的能力，以保持反应堆工艺变量在规定的运行限值内。所采用的仪表和控制系统必须满足 HAD102/14 的要求。反应性控制手段的类型不同类型的反应堆用于调节堆芯反应性和功率分布的反应性控制手段有如下几种类型：慢化剂温度（压力容器型重水堆）慢化剂液位（压力管型重水堆）；冷却剂流量（慢化剂密度）（沸水堆）； 慢化剂或冷却剂中的可溶性吸收剂（压水堆、加压重水堆）；装在管子中的固态中子吸收棒或液体吸收剂（压水堆、沸水堆、改进型 气冷堆、 加压重水堆）；带有弥散的或离散的可燃毒物的燃料； 燃料组

38、件的轴向移动；换料和装料方式。最大反应性价值和反应性引人速率反应性控制装置的布置，分组、抽出速度和抽出程序，连同所采用的联锁系 统，必须 按能保证装置在任何可信的异常抽出都不致于造成燃料超过规定状态 的要求设计。必须限 制反应性控制装置的最大反应性价值或提供联锁系统，以防 止在出现压水堆的“弹棒”和 沸水堆的“落棒”之类的事故工况时所引起的功率 瞬变超过规定的限值。这些限值的选择 必须保证：可能引起放射性向冷却剂回路释放的燃料包壳的损坏；可能损坏堆芯结构并妨碍停堆装置顺利插入的熔融燃料和冷却剂相互作用的风险，处于一个可接受的低水平。必要时，必须为每次换料后的堆芯作出控制装置的最大反应性价值的评

39、价。 采用可溶性吸收剂， 控制系统必须按堆芯吸收剂浓度的降低不会造成燃料超过规定状态 的要求设计。 含硼酸的系统所有部分必须设计成能用某种方法防止硼酸沉积。 例如对含硼酸 溶液的各种部件进行加热（见 HAD102/08 中的 4.5）。整体功率和局部功率控制用反应性控制手段对堆芯功率进行整体或局部控制时， 堆芯任何部位的燃料的线功率峰 值和通道功率不得超过设计限值。 控制系统的设计必须考虑由氙振荡、 冷却剂状态变化、 堆 内探测器位置变化和堆内探测器本身的特性变化引起的局部反应性变化所造成功率分布变 化。进一步的说明见 3.8 和附录 II。可燃毒物的影响必须对堆芯可燃毒物燃耗引起的反应性增加

40、作出评价， 并使用其他反应性控制手段加以 补偿。为了保持慢化剂温度系数为负值，设计人员可以减少慢化剂中所需吸收剂的数量， 通过增加燃料中的可燃毒物以弥补所要求的吸收效果， 可燃毒物还能用于展平功率分布 和减少燃料燃耗期间反应性变化。辐照效应反应性控制手段的设计中必须考虑到辐照效应，诸如燃耗、物理性能的变化、气 体产生和液体回路边界的污染。V.3 堆芯监测系统须提供监测仪表来监测堆芯参数，诸如堆芯功率（水平、分布和短时变化），冷却剂和慢 化剂的物理状态和反应性控制手段的状态， 以便能采取必要的纠正行动。 必须监测冷却剂中 裂变产物的放射性水平， 以验证其不超过设计限值。 有些设计采用能够在功率运

41、行时指出破 损燃料组件位置的系统。 破损燃料位置监测装置对采用带负荷换料的堆芯特别有效， 因为有 可能较容易地取出破损的燃料， 从而使冷却剂的放射性保持于低水平。 破损燃料监测装置的 另一优点是能给出冷却剂流道堵塞或其他实体损坏的早期警报。所有监测系统的精度、 响应速度、 量程和可靠性必须与其所执行的功能相适应 （见 安全导则 HAD102/14 核电厂保护系统和有关设施和安全导则 HAD102/14 核电厂 安全有关的仪表和控制系统 ），必要时监测系统还必须附设能进行连续或定期试验的 设施。对事故监测方面的指导见 HAD102/14 中的 4.9.3。大的堆芯中，可能有必要采用堆内中子探测器

42、或丫温度计对功率的空间分布进行监 测。为保证足够的安全裕度而在堆芯内的部位测量局部功率， 并提供燃料最佳利用的数 据。在此种情况下， 探测器测点应按下述原则布置， 即尽可能减少当局部功率密度超标 时而又未探测到的可能性。为安全目的，在不同部位进行监测的参数有：中子通理；冷却剂温度；水位；系统压力；冷却剂的放射性。从上述监测到参数可推导出其他一些与安全有关的参数，例如：中子通量倍增时间；中子通量变化率；堆芯内通量差；反应性；跨越堆芯的过冷度。监测参数的选择取决于反应堆的类型。根据 HAD102/10 和 HAD102/14 的要求，设计 必须保证信号及其传递线路具有必要的多重性、多样性和独立性。

43、在有些反应堆启动期间，采用通量测量系统与反应性控制装置联锁相组合， 以保证对 特定的通量范围选用最合适的监测装置。在反应堆启动时， 特别是首次启动时， 中子通量远远低于满功率运行时的通量， 所以需 要用更为灵敏的、临时的中子探测器来监测中子通量。为使中子通量 水平提高到启动中子 通量监测器的量程之内还可能需要使用中子源。中子源的 设计必须保证：中子源在其计划寿期内有良好的功能；中子源与燃料组件及其支承结构相容。 中子噪声和噪声的分析对堆芯部件的松动零件和早期的机械失效可提供有用的信息。V.4 反应堆停堆手段本条论述在运行工况或事故工况下使反应堆进入并保侍在次临界状态的手段 （见规定 4.4）。

44、必须提供手段用以保证堆芯在一个对堆芯反应性有最大影响的停堆装置不能插入堆芯 时的最大反应性状态下， 能使反应堆进入次临界并保侍在次临界状态。 对于运行工况和事故 工况，燃料和反应堆冷却剂系统压力边界都不得超过规定的状态。如规定 所要求，反应堆停堆手段必须包括两种不同的系统，每种系统在发生单一故障时都能执行其功能， 其中至少有一个系统必须能独自使反应堆从运行工况和事故工况进入 次临界状态， 并具有足够的停堆深度， 它的作用在和其他系统的工作相结合时， 可防止燃料发生不可接受的损坏。 此外，即使在堆芯处于最大反应性状态时，至少有一个系统必须能单独使堆芯从正常运行工况进入次临界，并在事故停堆后，在足

45、够长的时间内保持停堆状态。为了适应长期保持停堆状态的要求，必须查明在停堆工况下能增加反应性的各种预 定的操作，诸如维修和换料操作时吸收体的移动， 以保证考虑到了堆芯的最大反应性状 态。设计停堆系统时，必须认识预计运行事件后及在事故工况对停堆的重要性。因此， 设备设计必须具有必要的可靠性，以便能在所有假设始发事件进行停堆，以满足安全要求。为了按要求完成安全停堆必须使停堆系统与电厂工艺系统和控制系统具有必要的独 立性并能防御假设始发事件引起的后果，以便能按要求进行停堆。停堆手段的设计必须尽可能符合故障安全原则， 并使之具有此类安全系统所需的高 度可靠性。如果保持停准系统的操作是手动或部分手动的，则

46、必须满足手动操作的先决条件（见 HAD102/08中的732）。停堆手段可部分用于正常运行时的反应性控制和通量整形（见3.4）。这种正常运行时的使用不得危及停堆系统的功能，更详细的讨论见HAD102/10中的784。3.6.1停堆手段的类型不同类型的反应堆可采用不同的手段把负反应性引入反应堆堆芯，这些手段包括：在慢化剂中注入硼；在慢化剂中注入钆；注入氮；慢化剂排放；不锈钢棒、管或十字形棒中装入硼和镉；锆合金导管中装入铪棒和钢棒；注入硼玻璃珠；管中装入液态吸收剂。表1列出了不同堆型所采用的多样性停堆手段的例子。表1停堆手段反应堆类型第一系统第二系统沸水堆钢管中的B4C注入慢化剂/冷却剂的硼溶液压

47、水堆钢管中的Ag-ln-Cd或B4C注入慢化剂/冷却剂的硼溶液加压重水堆钢管中加入的Cd注入慢化剂的Cd;慢化剂排放；管中装入的液态吸收剂加压重水堆（压力容器型）锆合金管中的铪棒和钢棒注入慢化剂的硼改进型气冷堆硼钢棒加不锈钢棒注入堆芯冷却剂的氮以及注入堆芯的硼玻璃珠362可靠性为了使停堆手段高度可靠，必须综合采用如下措施：（1）采用尽量简单的系统；（2）尽可能采用故障安全的设计 （1）；（3）考虑触发机构的故障模式并在触发机构中采用多重性和多样性（例如用于探测停 堆需求及为此做出响应的探测器或触发装置）；（4）使停堆系统尽可能功能隔离和实体分隔（包括控制和停堆功能的分隔），以适应 可信的故障（

48、包括共因故障）模式；（5）保证停堆手段在运行工况和事故工况的堆内环境影响下易于进入堆芯；（6）按便于维修、在役检查和运行试验的要求设计；（7）选用巳经验证的设计和具有高度可靠性的设备；（8）提供在制造、安装和调试期间进行综合性试验的手段。（1）设计中常用的故障安全设计原理的最简单形式是停堆装置以能动手段保持在堆芯上方。 如果停堆装置导向结构未被阻塞，则在能动保持手段失去动力供应时，例如保持电磁线圈断电时，停堆装置在重力作用下落入堆芯。停堆和保侍停堆的有效性设计必须保证即使堆芯处于最大反应性状态时， 停堆和保持停堆系统有能力使反应堆 进入并保持次临界状态， 并且有足够的停堆深度。 这个要求适用于

49、各种运行工况和在整个预 期的燃料循环期间出现的各种堆芯布置， 还适用于各种预计运行事件和事故工况， 以满 足可接受的燃料冷却和放射性释放准则， 采用下列方法必须能证实停堆和保持停堆的有 效性： 在设计阶段通过计算来加以证明； 在反应堆调试阶段，通过适当的中子测量和工艺参数测量证实对反应堆初始 阶段所做的计算； 在反应堆运行期间，通过对实际存在的和预计的反应堆工况所进行的测量和 计算；上述测量和分析必须包括一个反应性价值最大的停堆装置不能插入堆芯条件下的 最大反应性状态。此外，在停堆系统出现单一随机故障时，亦必须达到保持停堆状态。系统中所要求的停堆装置数和反应性价值在很大程度上取决于下列因素：（

50、 1） 所要求的停堆深度；（2）按确定论法的要求，在计算停堆反应性时假定具有最大负反应性的装置没有 插入堆芯；（3）计算有关的不确定因素。此不确定因素可通过计算结果与实验堆和原型堆以 及反应堆调试期间测量结果进行对比，作出估计；（4）停堆装置在堆芯中的分布。这会对停堆深度计算中末予考虑的那个停堆装置 的反应性价值有影响。 停堆装置的分布还对影响刚装入的 （新的） 燃料组件的反应性价 值有影响；（ 5） 停堆后堆芯的最大反应性状态，这是由许多因素造成的结果，诸如： 在预期的燃料循环， 包括提前换料时， 会出现具有最大反应性的堆芯布置 （以 及相应的硼浓度）； 燃料温度和慢化剂温度可信的组合造成的

51、最大反应性； 考虑事故工况确定的反应性引入速率； 停堆后作为时间函数的氙的总量；吸收剂的燃耗。停堆速率至少有一个停堆系统的停堆速率足以使反应堆的任何预计运行事件中及时进入足够深 的次临界状态， 以防止燃料损坏并保持压力边界的完整性。 停堆系统必须设计成在事故工况 下能停堆， 以便燃料和堆芯的损坏保持尽可能小的限度， 并防止反应堆冷却剂系统压力边界 的损坏。对干设计基准 （见 2.1），要仔细考虑假设始发事件的过程。 在规定停堆速率的要求时， 必须确定保护系统和有关的安全执行系统 （停堆手段） 的响应时间。 为检测这些假设始发事 件所选择的变量必须满足 HAD102/10 中 7.7 和 7.1

52、3 的要求。停堆速率取决于下列条件：（1） 测量仪表对需要进行反应堆保护停堆的鉴别和响应的能力。这就要求所选择的仪 表的量程足够监测各种假设始发事件；（2） 停堆手段执行机构的响应时间，尽管和其他时间相比，这类响应时间通常要短得 多，但它是决定机构选择的因素；（ 3） 停堆装置的位置、停堆速率对下列因素敏感： 停堆装置在插入前与堆芯的距离（见3.6.5 ）； 吸收剂注入管的位置，其位置必须保证吸收剂能迅速分散到堆芯活性区；（ 4） 停堆装置要容易进入堆芯。为此可使用导向管或其他结构件（见3.7）以便于停堆装置进入，并可以采用挠性接头连接以减少停堆装置全长度的刚性；（ 5） 仔堆手段进入堆芯的速

53、率。为达到所要求的速率可采用下列一种或几种方法： 停堆装置由重力作用落入堆芯； 停堆装置先由弹簧触发，然后由重力作用落入堆芯； 停堆装置由液压或气压驱动进入堆芯； 可溶性吸收剂由液压或气压注入堆芯。设计时必须考虑试验手段， 以验证停堆装置插入的速度。 通过停堆装置上适当的传感器 测定，可验证其是否能顺利插入（改进型气冷堆采用安装在悬链上的重力传感器）。必须评价停堆系统的能力，它是 3.9 节所叙述的安全分析的一部分。环境考虑在反应堆寿期内， 为了使停堆系统的完整性不受危害， 必须考虑堆内环境对停堆系统的 影响，包括：（ 1） 辐照效应如果停堆装置处于高中子通量区或用于控制反应性， 则必须考虑吸

54、收剂 （如硼） 在 该区中损耗的影响。 硼损耗的同时会产生氦气， 如果含硼装置中的氦气积累会导致肿胀， 则必须保证停堆装置性能不致因此受到损害。（ 2） 温度效应必须考虑停堆装置由于吸收中子或丫后发热的影响。（ 3） 化学效应必须考虑外部流体 （冷却剂或慢化剂） 环境的化学效应对停堆装置的腐蚀速率和机 械完整性的影响， 以及整个反应堆冷却剂系统和慢化剂系统中经活化的腐蚀物质迁移的 影响。（ 4） 结构尺寸变化由温度变化、辐照或外部事件（如地震） 引起的堆内构件的尺寸变化和位移，不得 妨碍足够数目的停堆手段进入堆芯（见3.7）。3.7 堆芯及有关结构本条所论述的范围包括组成并支承反应堆堆芯组件的

55、结构，以及和堆芯功能安全 密切相关的结构。堆芯及有关结构的设计必须在运行工况和事故工况下能保持其完整性，其完整性程度要使其能执行所需要的安全功能。在设计中需要加以考虑的、 能影响堆芯及有关结构的可能的破坏机理包括： 结构上 递传的和冷却剂流动引起的振动、疲劳，内部飞射物之类的其他机械效应，热、化学、 水力和辐照等效应；以及地震运动。应子以特别关注的是:停堆和保持停堆状态的系统的损坏，燃料可冷却性不足，燃料的损坏，以及反应堆冷却剂压力边界的损坏。必须考 虑压力、温度、温度变化和分布、腐蚀、辐照剂量率和寿期总剂量引起的尺寸变化、机 械载荷和材抖性能的影响。必须计算结构的辐照发热并提供足够的冷却，

56、必须对运行工况和事故工况下的热应力留 有适当的裕量，还必须考虑冷却剂或慢化剂对结构的化学效应。设计中还必须包括对堆芯及有关结构进行必要的检查和更换的措施。反应堆冷却剂压力边界反应堆冷却剂压力边界设计的某些方面和堆芯结构设计有关， 反应堆部分的冷却剂压力 边界可以是下列情况之一：a. 压力容器，它包容整个堆芯，包括燃料组件及其支承结构，慢化剂和反应堆冷却剂；b. 多个单独的压力管组成的组件， 每一压力管形成一个燃料通通， 压力管的周围是低压 液态慢化剂。改进型气冷堆、 轻水堆和压力容器型重水堆的压力容器是一个包容堆芯的大型厚壁容器， 容器上带有的贯穿孔用于通过反应堆冷却剂、 测量仪表和反应堆控制

57、及停堆装置， 这些装置 处于反应堆高压冷却剂区域， 堆芯组件和其他部件按有利于降低压力容器壁上的中子通量的压力管型重水堆的压力边界是由一些没有贯穿孔的圆筒形薄壁管所组成， 仪表和反应性 控制及停堆装置处于低压慢化剂区域， 反应堆冷却剂压力边界位于活性区内， 并经受堆芯中 的中子和丫通量的辐照。压力管和压力容器必须满足本条对支承结构布置的要求和HAD102/08 对压力边界设计的要求。压力管还必须满足 3.7.3 对燃料组件支承结构的要求。反应堆堆芯组件支承结构堆芯组件支承结构因反应堆的设计而异， 可以是管板、 堆芯吊篮或石墨键槽系统等， 其 作用是将燃料组件支承结构与反应堆冷却剂压力边界保持在

58、所要求的相对几何位置上。这些支承部件必须设计成在整个反应堆寿期内都保待完整无损到如此程度，即在运行工况和事故工况下都能执行其功能的程度， 此外必须考虑到由水力和由正常的及假想的异常换料造成的 机械载荷。按规定，还必须考虑到地震条件。燃料组件支承结构燃料组件支承结构在运行工况和事故工况下均必须能把燃料组件保持在所要求的几何位置上。压力管型重水堆中燃料组件的支承结构是压力管本身，因为压力管内装有燃料组件（束） 并处于堆芯之中。 关于压力管及其与端部配件（包括端塞） 的连接的设计要求见 HAD102/08 。此外，还必须考虑下列因素：（1） 压力管的辐照和蠕变，这会引起压力管直径和长度的变化，并可能

59、影响燃料 的冷却；（ 2） 换料期间由燃料组件移动造成对压力管的微振磨蚀和滑动磨损的影响。停堆装置和反应性控制装置的导向结构停堆装置导向结构的设计必须适应在运行工况和事故工况下执行其所需的功能要 求。只用于反应堆控制而不用于停堆的反应性控制装置的导向结构须按至少在运行工况 下能良好工作的要求进行设计。因为停堆装置和反应性控制装置的导向结构与燃料组件或燃料通道非常接近， 因此 设计时对它们在运行和停堆期间以及在事故工况时， 相互之间机械作用和损坏的可能性 作周密考虑， 在停堆和反应性控制装置浸在慢化剂中的情况下， 必须考虑由流体流动作 用力的影响， 导向结构的变形不得超过最大允许值。 对于石墨慢

60、化堆， 必须评价由快中 子损伤造成的最大变形，设计上的安排要能适应这种变形。设计中必须考虑到能够在反应性控制和停堆装置受到损伤或与驱动机构脱开后可 取出这些装置， 以避免损坏堆芯的危险和不可接受的反应性效应， 以及人员的照射超过 法规允许的限值。堆内仪表支承结构装有堆内仪表位于堆芯或与堆芯靠得很近的结构和导向管必须按照在所有的运行 工况和事故工况下均能执行其功能的要求进行设计。这些结构和导向管的设计必须使探测器能定位并达到所要求的定位精度， 而且在运 行工况和事故工况期间不会由于运行人员的操作、 设备的变形、 冷却剂流动力或慢化剂 大面积移动而发生意外的位移。设计还必须便于按需要更换探测器。其

61、他堆内构件 力容器内需要按堆型安装其他一些构件，这些构件包括给水分配管、汽水分离器、堆芯围 板、蒸汽干燥器、反射层和热屏蔽。他们的功能是分配反应堆冷却剂流量、进行汽水分离、 保护压力容器不受 丫辐照的热效应和中子辐照效应的影响。上述结构必须这样设计， 即在其所处环境条件下， 并在必要的时间内， 其性能对任何有 关的安全重要设备是可接受的。退役考虑核电厂在其正常寿期结束退役时， 可以用反应堆寿期内相同的方法处置放射性燃料和反 应性控制及停堆装置。 需要专门考虑堆芯结构、 支承结构和慢化剂。 后者的设计必须便于处 置，并保证公众和执行退役任务的人员所受到的照射保持在合理可行尽量低的水平，不超过规定

62、的限值。3.8 堆芯管理反应堆安全的某些方面和燃料的经济使用有密切关系， 堆芯管理的主要目标是在考虑到 基于燃料设计和全厂设计的限制条件下，保证燃料在堆内的安全运行。 燃料利用目标是选择适当富集度的燃料循环以及反应性控制和功率分布控制的手段，在设计限值内以最经济的方式从燃料中取得能量， 这些设计限值要参照与运行工况和事故工况有关 的安全限值来制定（见 3.9）。可用以达到这一目标的各种措施以及停堆要求的内容见附录 III。安全限值堆芯管理的设计中必须考虑为正常运行所规定的设计限值。对于运行工况， 堆芯管理的目标是不发生燃料包壳损坏。 然而在有些情况下 （例如燃料 元件的制造缺陷或运行工况下的非预计运行瞬态） 达到无破损目标非常困难。 实际上， 在运 行工况中若干燃料包壳的破损是可接受的， 因为反应堆冷却剂净化系统功能可以降低反应堆 冷却剂系统中放射性物质的浓度。 这一功能和其他设计措施必须保证向环境释放的放射性保 持在规定的限值以内。这限值对于事故工况，允许燃料破损的程度取决于出现这些工况的可能性和相关的放射后果。在某些情况下， 事故工况下可接受的燃料破损的数目可能要求对燃料制定运行限值， 比正常运行要求的限值 （例如在水冷堆中规定正常运行时的最小烧毁比的下