EJ_324_1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则
压水堆核电厂设备冷却水系统设计准则

一、概述压水堆核电厂是一种常见的核能发电设施,其冷却水系统设计对于保障设备安全、提高发电效率至关重要。
本文将着重探讨压水堆核电厂设备冷却水系统的设计准则。
二、设备冷却水系统概述1. 设备冷却水系统的作用设备冷却水系统主要用于将核反应堆和其他关键设备产生的热量散发到周围环境中,以保持设备的正常运行温度,并确保核电厂的安全运行。
2. 设备冷却水系统的组成设备冷却水系统包括主冷却回路、冷却水泵、热交换器、冷却塔、冷却水池等组件,通过这些组件将热量从核设备中传递出去。
三、设备冷却水系统设计准则1. 安全性设备冷却水系统在设计时应考虑安全性,保证系统具有足够的冷却能力,以应对设备意外停机、紧急停机等突发事件,确保设备和人员的安全。
2. 效率设备冷却水系统设计应确保系统具有高效率,通过科学合理的设计,尽量减少能源消耗,提高核电厂的发电效率,降低运营成本。
3. 可靠性设备冷却水系统的设计要求具有高可靠性,能够在各种条件下稳定运行,保障核设备不会因为冷却问题而停机,影响核电厂的正常运行。
4. 环保性设备冷却水系统的设计需要充分考虑环保因素,减少对环境的影响,避免因系统运行而产生的废水、废热对周围环境造成污染。
5. 新技术应用设备冷却水系统的设计应当积极采用新技术,在材料、设备、工艺和控制方面不断创新,以适应核能行业的发展和需求。
6. 国际标准设备冷却水系统的设计应遵循国际标准,确保系统的设计满足国际上的安全、环保、效率等相关要求,提高其竞争力和适用性。
四、设备冷却水系统设计实践案例分析通过对国内外一些压水堆核电厂设备冷却水系统设计实践进行分析,可以发现实践案例中的成功经验,进一步总结并完善设备冷却水系统设计准则。
五、结论在压水堆核电厂设备冷却水系统的设计中,需要充分考虑安全性、效率、可靠性、环保性、新技术应用和国际标准等因素,不断改进和完善设计准则,以推动核电厂冷却水系统的高质量发展。
结合实践案例进行分析和总结,对于提高设备冷却水系统的设计水平和水平具有重要的指导意义。
EJ314-1988 压水堆核电厂事故分析安全判据
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F 77E J 314—1988水核故析全1988-06-051989-01-01华共加本标准由核工业部核电局提出。
本标准由核工业部上海核工程研究设计院负责起草。
本标准主要起草人:张廉。
1 主题内容与适用范围1.1 主题内容事故分析是核电厂安全分析工作中的一项重要内容,它的目的不仅是用以对核电厂的安全性作出评价,更重要的是要用以改进和增强核电厂的安全设计以及指导安全运行。
因此,一般规定对核电厂现实可能发生的各种事故都要仔细进行分析,必须在每项事故分析后提出有效的防事故安全措施,并落实到安全设计中去。
压水堆核电厂设计时应分析的事故约有30种。
按事故的严重程度及其可能发生的频度,一般分为三类(见《压水堆核电厂运行及事故工况分类》):中等频率事故,稀有事故,极限事故。
1.2 适用范围本标准适用于压水堆核电厂事故分析。
本标准不适用于仅作为厂址选择时安全评价用的最大可信事故(最大假想事故)的分析。
2引用标准GB 6249 《核电厂环境辐射防护规定》EJ 319 《压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则》HAF 0200 《核电厂设计安全规定》3分析要求中等频率事故一般不会造成燃料元件破损或反应堆冷却剂系统超压,事故可能对环境造成的放射性影响应低于国际GB 6249 《核电厂环境辐射防护规定》第4.2条的规定,即对公众中任何个人(成人)造成的有效剂量当量每年应小于0.25mSv (25mrem)。
稀有事故可能有少量燃料元件损坏,但对环境造成的放射性影响应低于GB 6249 第4.3条大事故的规定,即每次事故公众中任何个人(成人)可能受到的有效剂量当量小于5mSv(0.05rem)和甲状腺剂量当量小于50mSv(5rem),不会妨碍或限制非居住区以外居民的日常活动。
极限事故计算的事故放射性物质的释放量对环境影响不得超过GB 6249第4.3条中重大事故的规定,即每次事故公众中任何个人(成人)可能受到的有效剂量当量小于0.1Sv(10rem)和甲状腺剂量当量小于1Sv(100rem)。
压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则
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压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则主要包括以下几个方面:
1. 设计原则:应急堆芯冷却系统的设计应满足核电厂设计基准和安全要求,确保在事故发生时能够有效地冷却堆芯,防止堆芯熔化。
2. 设计参数:应急堆芯冷却系统的设计参数应根据核电厂的特点和设计要求确定,包括冷却剂流量、温度、压力等。
3. 设备选择:应急堆芯冷却系统的设备选择应考虑其可靠性、安全性和适用性,包括冷却泵、冷却器、阀门等设备。
4. 系统布置:应急堆芯冷却系统的布置应合理,确保冷却剂能够有效地流动到堆芯区域,同时避免冷却剂流动受阻。
5. 控制策略:应急堆芯冷却系统的控制策略应合理,能够在事故发生时及时启动,确保冷却剂能够迅速流入堆芯区域,降低堆芯温度。
6. 安全措施:应急堆芯冷却系统的设计应考虑安全措施,包括设备的备份和冗余设计,以及防止系统故障和事故扩大的
措施。
7. 设计验证:应急堆芯冷却系统的设计应进行验证,包括模拟实验和计算分析,确保系统能够在事故发生时正常工作。
总之,应急堆芯冷却系统的设计准则应以安全为前提,确保在事故发生时能够有效地冷却堆芯,保证核电厂的安全运行。
压水堆核电站及燃料元件相关标准

I C S27.120.30F48案15828-2005EJ/T 542-2005代替E J/T 542-1991烧三氧化二-二氧化块S peci f i cat i on f or si nt er ed gadol i ni um oxi de-uranium di oxi de pel l et s2005-04-11发布2005-07-01实施国防科学技术工业委员会前本标准代替EJ/T 542-1991《烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块技术条件》。
本标准与EJ/T 542-1991相比主要有以下变化:a) 对原标准“化学要求”一节中的杂质、氧金属比进行了修订,取消了原标准对气体含量的要求;) 取消对当量硼含量的要求;对原标准“物理要求”一节中的芯块密度以及表面缺陷等内容进行了修订;) 对原标准“试验方法”至“标志、包装、运输、贮存”的结构进行了调整;增加了“质量保证”一章。
本标准由中国核工业集团公司提出。
本标准由核工业标准化研究所归口。
本标准起草单位:中国核动力研究设计院。
本标准主要起草人:易伟、代胜平、唐月明、沈洪、邹从沛、戴受惠。
本标准于1991年10月首次发布。
氧化-氧化块1本标准规定了烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块的技术要求、批料要求,以及取样及试验、验收规则、标志、包装、运输、贮存和质量保证的要求。
本标准适用于轻水堆中使用的烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块,也适用于含有任何235U富集度的铀和不同三氧化二钆质量分数的三氧化二钆-二氧化铀芯块。
2下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件,其随后所有的修改单(不包含勘误的内容)或修订版均不适用于本标准,然而,鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。
凡是不注日期的引用文件,其最新版本适用于本标准。
GB/T 10265 核级可烧结二氧化铀粉末技术条件GB/T 11927 二氧化铀芯块的密度和开口孔隙度测定 液体浸渍法EJ/T 543 核级三氧化二钆粉末技术条件EJ/T 687 烧结二氧化铀芯块承载能力试验方法33.1使用符合GB/T 10265的二氧化铀粉末和EJ/T 543的三氧化二钆粉末作为制造三氧化二钆-二氧化铀芯块的原料。
核反应堆安全与基本设计原则
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安全评估的方法: 采用概率安全分 析、确定性安全 分析、风险评估 等方法进行评估
安全评估的结果: 评估结果用于指 导核反应堆的设 计、建造、运行 和退役,确保核 反应堆的安全性。
核反应堆基本设计原 则
物理设计原则
反应堆的尺寸和形状:根据核燃料的种类 和数量,以及反应堆的功率和效率来设计
反应堆的布局:根据反应堆的功率和效率, 以及燃料棒和冷却剂的选择,设计反应堆 的布局
03
04
安全监管:建立严格 的安全监管体系,确 保反应堆的安全运行 和事故处理
05
安全培训:对员工进 行安全培训,提高员 工的安全意识和应对 事故的能力
安全评估
STEP1
STEP2
STEP3
STEP4
核反应堆安全评 估的目的:确保 核反应堆在设计、 建造、运行和退 役过程中符合安 全要求
安全评估的内容: 包括核反应堆的 物理特性、热工 水力学特性、结 构力学特性、辐 射防护特性等
模块化设计:反应堆各部 分应模块化设计,便于维
护和更换
01
安全第一:确保反应堆在 设计、建造和运行过程中
都符合安全要求
02
03
物理隔离:反应堆内部各 部件之间应保持足够的物
理距离,防止事故扩散
04
核反应堆安全与基本 设计原则的关系
安全原则在基本设计中的应用
01
安全原则是核反应堆设计的核 心,确保反应堆在正常运行和 事故状态下的安全
安全第一原则:在设计过程中 始终将安全放在首位,确保核
反应堆的安全性
冗余设计原则:采用冗余设计, 确保在发生故障时,反应堆仍
能保持安全状态
独立保护原则:设置独立的安 全保护系统,确保在发生事故
压水堆核电厂化学和容积控制系统设计准则
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压水堆核动力厂新研制燃料组件审评指南

压水堆核动力厂新研制燃料组件审评指南为了确保压水堆核动力厂的安全运行,燃料组件的研制和审评显得尤为重要。
本文将介绍一份压水堆核动力厂新研制燃料组件审评指南,旨在提供一个规范和标准的指导,以确保燃料组件的质量和安全性。
一、引言在压水堆核动力厂中,燃料组件是核反应堆中的关键部件,直接关系到核反应堆的运行效率和安全性。
因此,对于新研制的燃料组件进行审评是非常必要的。
二、审评流程1. 提交申请:研制单位应向核安全监管机构提交新研制燃料组件的申请,包括详细的设计方案、材料选用、制造工艺等信息。
2. 审核初步设计:核安全监管机构对提交的初步设计进行审查,包括核素组成、结构设计、燃料棒布置等方面的评估。
3. 材料选用和制造工艺审查:核安全监管机构对研制单位选用的材料和制造工艺进行审查,确保其符合国家标准和相关规定。
4. 实验验证:研制单位应进行一系列的实验验证,包括材料性能测试、燃耗分析、辐照试验等,以评估燃料组件在实际运行条件下的性能。
5. 审查结果反馈:核安全监管机构将审查结果反馈给研制单位,包括审查意见和改进要求。
6. 产品改进:研制单位根据审查结果进行产品改进,并重新提交相关资料。
7. 最终审评:核安全监管机构对改进后的燃料组件进行最终审评,确保其符合安全要求。
8. 审查结果公示:核安全监管机构将最终审评结果公示,使其透明化,接受社会监督。
三、审评要点1. 设计合理性:燃料组件的设计应满足压水堆核动力厂的工作条件和安全要求,包括燃料棒的结构设计、材料选择、燃料棒布置等方面。
2. 材料选用:燃料组件的材料应具有良好的耐辐照性能和耐腐蚀性能,确保其在长期运行中的稳定性和可靠性。
3. 制造工艺:燃料组件的制造工艺应规范、可行,确保产品的一致性和可追溯性。
4. 安全性评估:燃料组件的安全性评估是核动力厂运行的重要依据,应包括辐射防护、热工水力、燃耗分析等方面的评估。
5. 实验验证:燃料组件的实验验证是确保其性能和安全性的重要手段,应进行一系列的实验验证,包括材料性能测试、辐照试验等。
压水堆核电站燃料组件设计与建造规则
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压水堆核电站燃料组件设计与建造规则《压水堆核电站燃料组件设计与建造规则》一、燃料棒的设计规则燃料棒是燃料组件的关键部分。
在设计燃料棒时,要确保燃料芯块的尺寸精准得很呢。
燃料芯块的直径和高度那可不能随便定,得根据压水堆的功率需求、热传导特性等来确定。
比如说,芯块直径要是太大了,热量在芯块内部传导就可能不均匀,就像你烤蛋糕,如果蛋糕太厚,中间可能就烤不熟。
这是不允许的,必须保证热量能从芯块中心均匀地传导到表面。
燃料棒的包壳材料也有严格要求。
包壳得能够承受高温、高压,还得抗腐蚀。
像锆合金这种材料就比较常用。
绝对禁止使用那些容易在反应堆环境下脆化或者与燃料发生不良反应的材料。
如果用了不合适的材料,就好比给鸡蛋用了破壳的包装,在反应堆里就会出大问题。
二、燃料组件的结构设计规则燃料组件的结构要能保证燃料棒的稳定排列。
燃料棒之间的间距得恰到好处,间距太小,冷却剂就不能很好地在燃料棒之间流动,带走热量,就像一群人挤在狭小的过道里,谁也走不动。
这是不行的。
间距太大呢,又会浪费空间,也影响整个组件的紧凑性。
控制棒导向管的设计也很重要。
控制棒得能够顺利地插入和拔出导向管,这关系到反应堆的控制。
要是导向管设计得歪歪扭扭,控制棒就没法正常工作了。
这就像火车轨道要是不直,火车就没法好好跑一样。
三、燃料组件建造过程中的规则在建造燃料组件时,对燃料棒的加工精度要求极高。
每一步加工工序都得严格把关,不能有马虎的地方。
加工出来的燃料棒表面必须光滑,要是有毛刺或者坑洼,在反应堆里就可能造成局部过热或者应力集中的问题。
这就好比你穿的衣服,要是到处是线头和破洞,穿着肯定不舒服,在反应堆里就是大隐患。
燃料组件的组装过程也得按照规定的顺序和方法来。
组装工人得经过严格的培训,禁止随意更改组装流程。
如果组装顺序错了,可能会导致整个组件结构不稳定,在反应堆运行过程中就可能散架,那可就危险极了。
压水堆核电站燃料组件的设计与建造规则是非常严格的,这都是为了保证核电站能够安全、稳定、高效地运行。
压水堆核电厂土建设计和建造规则
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压水堆核电厂土建设计和建造规则压水堆核电厂是目前世界上最常见的核电发电方式之一。
在压水堆核电厂的建设过程中,土建设计和建造规则起着至关重要的作用。
本文将从深度和广度的角度,对压水堆核电厂土建设计和建造规则进行全面评估,并为您提供有价值的文章。
1. 压水堆核电厂土建设计的深度评估(1) 土建设计的目标:压水堆核电厂的土建设计目标是确保核电厂的安全运行和长期稳定性。
土建设计需要考虑复杂的地质条件、建筑结构的强度和稳定性,以及防震、防洪等安全措施。
(2) 土建结构:压水堆核电厂的土建结构包括主厂房、辅助厂房、水处理厂房等。
主厂房是核反应堆的核心区域,需要具备较高的抗震和抗洪能力。
辅助厂房用于容纳辅助设备,水处理厂房用于处理冷却剂和废水。
(3) 土建材料:在土建设计中,选择合适的材料对核电厂的安全运行至关重要。
选择抗震能力强、耐腐蚀、耐高温的材料,以确保土建结构的稳定性和耐久性。
2. 压水堆核电厂土建建造规则的广度评估(1) 建造流程:压水堆核电厂的建造流程一般包括前期筹备、土建施工、设备安装和调试等阶段。
在每个阶段,都需要按照严格的规定和标准进行施工,确保工程质量和安全。
(2) 质量控制:土建建造过程中需要进行严格的质量控制,包括施工材料的验收、施工工艺的控制、工程质量的检查等。
在压水堆核电厂建造过程中,严格遵守质量控制规定,以确保土建结构的可靠性和稳定性。
(3) 安全保障:压水堆核电厂的建造过程中,需要充分考虑安全因素。
施工人员需要接受相关培训,遵守相关安全规定和操作规程。
通过合理的安全保障措施,有效避免事故的发生,保障人员的生命安全和工程的顺利进行。
总结与回顾:在压水堆核电厂土建设计和建造过程中,深度和广度的评估至关重要。
在土建设计方面,需要考虑地质条件、建筑结构和材料等因素,以确保核电厂的安全运行和可持续发展。
在土建建造方面,需要按照严格的规定和标准进行施工,重视质量控制和安全保障。
个人观点与理解:压水堆核电厂作为一种常见的核电发电方式,在能源领域发挥着重要作用。
《反应堆设计原理》3 燃料元件设计准则和限制

6 燃料组件均应能容纳控制棒、可燃毒物、中子源、阻力塞 各组件及准芯测最装置,并为它们提供足够的冷却剂流量。 7 燃料组件在堆内应能承受横向和轴向载荷作用,其变形应 在恰当规定的限制之内;可能导致结构失稳的任何载荷值应 低于相应的失稳临界载荷值。 8 对工况Ⅰ、Ⅱ的负荷,应按下述规定进行部件强度设计: a.奥氏体不锈钢部件 部件应力强度按第三强度理论计算,设计应力强度(Sm) 取下述最低值:室温下规定的最小抗拉强度的1/3或规定的 最小屈服强度的2/3;设计温度下抗拉强度的l/3或屈服强度 的90%,但不能超过室温下规定的最小屈服强度的2/3。许用 应力强度限值见表1。 b .锆-锡合金部件(不包括锆-锡合金包壳管) 最大主应力不超过未经辐照的、工作温度下的锆-锡合金 屈服强度,或用最大剪切理论评价锆-锡合金部件设计。
一次膜应力加弯曲应力强度
2.4Sy或1.05Su之较小者
表中Sy和Su分别为未经辐照的、工作温度下的锆-锡合金屈服强度 和抗拉强度
10 在6g(g为重力加速度)非运行载荷下, 燃料组件及其部件应保持尺寸稳定性。 11 堆芯中所有燃料组件,在结构上必须有互 换性,即任一燃抖组件都能在堆芯中安装并互 换位置。 12 燃料组件上应为其操作、运输和准芯中 的装卸提供抓取和接触部位,它们应能承受相 应操作、运输和堆芯中装卸时的载荷并与所 用相关设备相容。 13 燃料组件应设置必要的标识符号。
3.1 设计准则和限制的概述(以压水堆为例)
包壳破损的原因是由多方面因素引起的,有些只要有 预防措施就能避免。在已有经验和分析基础上,对可 能引起破裂的各种因素,作了若干可以定量检查的规 定和限制。 下面列出轻水堆自立型二氧化铀混合芯块、锆合金 包壳燃料元件的限制条件。这是针对第Ⅰ、Ⅱ类工 况最不利条件作的规定,即考虑到设计热通道因子及 其误差时的最大超功率,再加上设计裕度后应符合的 条件。
核工业标准目录(本目录包含934个标准)

核工业标准目录(本目录包含934个标准)核工业标准EJ1.EJ/T 1—1974机械图样管理制度2.EJ/T 2—1975衬垫管接头3.EJ/T 3—1975衬垫管接头体4.EJ/T 4—1975内接头5.EJ/T 5—1975管接头衬垫6.EJ/T6—1975管接头螺母7.EJ/T 7—1975衬垫双面管接头8.EJ/T 8—1975衬垫双面管接头体9.EJ/T 9—1975备用衬垫双面管接头10.EJ/T 10—1975衬垫胶管管接头11.EJ/T 11—1975衬垫胶管管接头体12.EJ/T 12—1975阀门衬垫管接头13.EJ/T 13—1975阀门衬垫管接头体14.EJ/T 14—1975阀门接头衬垫15.EJ/T19—1975穿管接头16.EJ/T 20—1975钢手套接盘17.EJ/T 21—1975有机玻璃手套接盘ML18.EJ/T 22—1975乳胶手套19.EJ/T 23—1975两用乳胶手套20.EJ/T 24—1975乳胶手套紧密封橡皮圈21.EJ/T 25—1975窗用密封橡胶带22.EJ/T 26—1975密封胶带23.EJ/T 27—1975工作箱体支架24.EJ/T 36—1975窥视窗防、耐辐射玻璃板25.EJ/T 37—1975窥视窗26.EJ/T 38—1975内窥视窗27.EJ/T 39—1984滚动轴承门铰链28.EJ/T 40—1984门插销29.EJ/T 41—1984把手30.EJ/T 42—1975法兰密封检修门31.EJ/T 43—1975密封门32.EJ/T 44—1975密封门门栓33.EJ/T 45—1975推拉门34.EJ/T 46—1975提升门35.EJ/T 51—1975进风过滤器36.EJ/T 52—1984排风过滤器37.EJ/T 53—1975密封活门38.EJ/T 54—1984蝶阀39.EJ/T 55—1975联接套环40.EJ/T 57—1975蝶阀操纵杆41.EJ/T 58—1975蝶阀操纵杆42.EJ/T 60—1975阀门操纵杆43.EJ/T 61—1975止逆操纵杆44.EJ/T 62—1975工作箱操纵杆45.EJ/T 63—1975热室操纵杆46.EJ/T 64—1975操纵接头47.EJ/T 66—1975工作箱萤光照明灯具48.EJ/T 68—1975通风柜萤光照明灯具49.EJ/T 69—1975灯用开关盒50.EJ/T 70—1975开关盒51.EJ/T76—1975工作箱技术条件52.EJ/T 77—1975空气过滤器技术条件53.EJ/T 78—1975屏蔽铸铁件技术条件54.EJ/T 79—1975工作箱基本型式与参数55.EJ/T 168—1975不锈耐酸钢锻件技术条件56.EJ/T 170—1976密封防护门57.EJ/T 171—1976铸铁防护门58.EJ 190—1994钢制产品容器技术条件59.EJ/T 192.1—1982环境样品大气中氟化物含量的分析方法60.EJ/T 192.2—1982环境样品水中氟化物含量的分析方法61.EJ/T 192.3—1982环境样品土壤中氟化物含量的分析方法62.EJ/T 192.4—1982环境样品植物中氟化物含量的分析方法63.EJ/T 194.1—1982环境样品大气中微量总汞的分析方法64.EJ/T 194.2—1982环境样品水中微量总汞的分析方法65.EJ/T 194.3—1982环境样品生物样品中微量总汞的分析方法66.EJ/T 194.4—1982环境样品土壤中微量总汞的分析方法67.EJ/T 217—1984手套孔盖68.EJ/T218—1984双开防护门F7969.EJ/T 219—1984运输道门70.EJ/T 221—1984法兰密封窥视窗71.EJ/T 223—1984脚踏阀门72.EJ/T 224—1984带托盘薄壁前室(PBS)73.EJ/T 225—1984带托盘防护前室(PFS 25)74.EJ/T 226—1984带托盘防护前室(PFS 50)75.EJ/T 227—1984带转运盒薄壁前室(HBS)76.EJ/T 228—1984带转运盒防护前室(HFS 25)77.EJ/T 229—1984带转运盒防护前室(HFS 50)78.EJ/T 255—1985通风柜技术条件79.EJ/T 266—1993重铀酸盐中铀的测定硫酸亚铁还原重铬酸钾氧化滴定法80.EJ 266—1984D45EJ/T 267.1—1984铀矿石中铀的分析方法总则及一般规定81.EJ/T 267.2—1984铀矿石中铀的测定硫酸亚铁还原钒酸铵氧化滴定法82.EJ/T 267.3—1984铀矿石中铀的测定三氯化钛还原钒酸铵氧化滴定法83.EJ/T 267.4—1984低品位铀矿石中铀的测定三正辛基氧膦(或三烷基氧膦)萃取分离、2-(5-溴-2-吡啶偶氮)-5-二乙氨基苯酚分光光度法84.EJ/T 267.5—1984铀矿石中铀的测定氯化亚锡还原钒酸铵氧化滴定法85.EJ 269—1984X、γ射线外照射个人剂量监测规定86.EJ 270—1984核电站辐射防护规定87.EJ/T 272.1—1985铀矿冶外排废水镉的分析方法88.EJ/T 272.2—1985铀矿冶外排废水铬的分析方法89.EJ/T 272.3—1985铀矿冶外排废水砷的分析方法90.EJ/T 272.4—1985铀矿冶外排废水铅的分析方法91.EJ/T 274—1985尿中钚的分析方法92.EJ 275—1985铀矿地质生产安全规程93.EJ/T 276—1998铀矿水化学找矿规范94.EJ/T 277—1986高纯八氧化三铀中铀的精密度测试硫酸亚铁还原重铬酸钾电位滴定法95.EJ 280—1986铀矿冶放射性物探仪器检修调试质量标准96.EJ 281—1986铀矿冶放射性选矿仪器检修调试质量标准97.EJ 282—1986铀矿冶化工自动化仪表检修质量标准98.EJ/T 283—1986γ闪烁法测定岩、矿粉末样品中的镭99.EJ/T 284—1986β-γ闪烁法测定岩、矿粉末样品中的铀100.EJ 285—1986二氧化钚(机密)101.EJ 286—1992无损检验用铱-192γ源102.EJ/T 287—2000氚内照射剂量估算及评价方法103.EJ 287—19877692—2000104.EJ/T 296.2—1987尿中微量铀的分析方法激光液体荧光法105.EJ/T 297.1—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法总则及一般规定106.EJ/T 297.2—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法二氧化硅量的测定107.EJ/T 297.3—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法全铁量的测定108.EJ/T 297.4—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法三氧化二铝量的测定109.EJ/T 297.5—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化钙量的测定110.EJ/T 297.6—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化镁量的测定111.EJ/T 297.7—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化锰量的测定112.EJ/T 297.8—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法二氧化钛量的测定113.EJ/T 297.9—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法五氧化二磷量的测定114.EJ/T 297.10—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化钾量的测定115.EJ/T 297.11—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氧化钠量的测定116.EJ/T 297.12—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法总硫量的测定117.EJ/T 297.13—1987花岗岩、花岗岩铀矿石组分分析方法氟量的测定118.EJ/T 298—1987人体甲状腺摄碘率测定仪探头技术要求119.EJ/T 299—1988铀矿床水文地质勘探规范120.EJ 300—1987核电厂辐射工作人员的医学监督规定121.EJ/T 301—1987铀矿山生产探矿规程122.EJ/T 302—1987铀矿山补充地质勘探规程123.EJ/T 303—19941 L六氟化铀容器124.EJ/T 304—199460 L六氟化铀容器125.EJ/T 305—1994300 L六氟化铀容器126.EJ/T 306—19941 000 L六氟化铀容器127.EJ/T 307—1996六氟化铀容器使用规定128.EJ/T 308—1987钚内照射剂量估算及评价方法129.EJ/T 311—1994压水堆核电厂工程设计用文字代号和图形符号130.EJ 312—1988压水堆核电厂运行及事故工况分类131.EJ 313—1988压水堆核电厂系统部件安全等级的划分132.EJ/T 314—1988压水堆核电厂事故分析安全判据133.EJ/T 315—1988压水堆核电厂与环境有关的事故分析方法134.EJ/T 316—1988压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则135.EJ/T 317—1998压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则136.EJ/T 318—1992压水堆核电厂反应堆设计准则137.EJ/T 319—1992压水堆核电厂反应堆热工水力设计准则138.EJ/T 320—1998压水堆核电厂反应堆结构总体设计准则139.EJ/T 321—1998压水堆核电厂堆内构件设计准则140.EJ/T 322—1994压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则141.EJ/T 323—1998压水堆核电厂燃料组件设计准则142.EJ/T 324—1988压水堆核电厂燃料相关组件设计准则143.EJ/T 325—1988压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则144.EJ/T 327—1988压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则145.EJ/T 328—1988压水堆核电厂余热排出系统设计准则146.EJ/T 330—1998压水堆核电厂控制室撤离设计准则147.EJ/T 331—1992失水事故后流体系统的安全壳隔离装置148.EJ/T 332—1988压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则149.EJ/T 333—1988压水堆核电厂控制棒驱动机构设计准则150.EJ/T 335—1998轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则151.EJ/T 336—1988压水堆核电厂核供汽系统布置准则152.EJ/T 337—1988压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则153.EJ/T 338—1988压水堆核电厂核供汽系统疏水和放气设计准则154.EJ/T 339—1988压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系设计准则155.EJ/T 340—1988压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房接口设计准则ML 156.EJ/T 341—1998压水堆核电厂核蒸汽供应系统补给水要求157.EJ/T 342—1988压水堆核电厂核供汽系统供氮、供氢、供氧的要求158.EJ/T 343—1988压水堆核电厂与安全有关的冷却水系统设计准则159.EJ/T 344—1988压水堆核电厂电缆敷射和隔离准则160.EJ/T 345—1988压水堆核电厂水化学技术条件161.EJ 346—1988粒子加速器工程设施辐射防护设计规范162.EJ 348—1988铀矿冶辐射防护设计规定163.EJ/T 349.1—1988岩石中微量铀、钍分析方法总则及一般规定164.EJ/T 349.2—1988岩石中微量铀的分析方法165.EJ/T 349.3—1997岩石中微量钍的分析方法166.EJ/T 349.4—1998岩石中微量铀、钍的测定P350吸附树脂萃取色层连续分离分光光度法167.EJ/T 350—1994740 L六氟化铀容器168.EJ/T 353—19881∶20万铀矿遥感地质技术规定169.EJ/T 354—1994定标器170.EJ 355—1988X、γ外照射个人剂量监测质量保证规定171.EJ 359—1989铀矿井排氡通风技术规范172.EJ/T 360—1989铀矿井排氡子体风量计算方法0173.EJ/T 362—1989核燃料化学分析方法标准编写通则174.EJ/T 363—1998地面伽玛能谱测量规范175.EJ/T 364—1993电压幅度甄别器176.EJ 366—1989铀矿石地质数据采集格式177.EJ/T 367—1989高效空气粒子过滤器技术条件178.EJ/T 368—1989高效空气粒子过滤器性能试验方法179.EJ/T 369—1989耐火高效空气过滤纸技术条件180.EJ/T 370—1989铀矿石计量站γ快速分析总则181.EJ/T 371—1989铀矿石矿车计量站γ快速分析182.EJ/T 372—1989铀矿石汽车计量站γ快速分析183.EJ/T 373—1989铀矿石火车计量站γ快速分析184.EJ/T 374—1989铀矿石皮带计量站γ快速分析185.EJ 375—1989内照射个人监测规定186.EJ/T 376—1989铯 137内照射剂量估算与评价方法187.EJ/T 378—1989铀矿山空气中氡及氡子体测定方法188.EJ 380—1989开放型放射性物质实验室辐射防护设计规范ML189.EJ 381—1989电离辐射工作场所监测的一般规定190.EJ/T 382—1989核电厂环境辐射监测规定191.EJ/T 383—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计瞬态规定192.EJ/T 384—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆冷却剂主管道安装技术条件193.EJ/T 385—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全壳通风系统194.EJ/T 386—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全有关的通风管道支架设计规定195.EJ/T 387—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统调试阶段清洗技术条件196.EJ/T 388—1989三十万千瓦压水堆核电厂蒸汽发生器氦气检漏技术条件197.EJ/T 389—1989三十万千瓦压水堆核电厂稳压器技术条件198.EJ/T 390—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级离心泵技术条件199.EJ/T 391—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全三级离心泵技术条件200.EJ/T 392—1989三十万千瓦压水堆核电厂一级设备支承件设计规定EJ/T 393—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统安全四级管道安装技术条件201.EJ/T 394—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统管道支吊架制造和验收技术条件202.EJ/T 395—1989三十万千瓦压水堆核电厂阀门电动装置技术条件203.EJ/T 396—1989三十万千瓦压水堆核电厂电动阀门动作试验要求204.EJ/T 397—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路辅助系统过滤器滤芯制造验收技术条件205.EJ/T 398—1989三十万千瓦压水堆核电厂稳压器电加热器技术条件206.EJ/T399—1989三十万千瓦压水堆核电厂工艺系统辅助设备安装技术条件207.EJ/T 400—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆厂房二回路系统管道安装技术条件208.EJ/T 402—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全壳喷淋嘴及管接头的制造、试验和验收技术条件209.EJ/T 403—1999压水堆核电厂一回路系统大口径电弧焊接不锈钢卷制钢管及管件技术条件210.EJ/T 404—1999压水堆核电厂一回路系统无缝对接焊不锈钢管件技术条件211.EJ/T 405—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路不锈钢阀门通用技术条件212.EJ/T 406—1999压水堆核电厂一回路系统不锈钢管中频弯管技术条件213.EJ/T 407—1999压水堆核电厂不锈钢热轧钢板技术条件214.EJ/T 408—1999压水堆核电厂堆内构件用不锈钢热轧钢管技术条件 215.EJ/T 409—1999压水堆核电厂不锈钢棒材技术条件216.EJ/T 410—1999压水堆核电厂一回路工艺系统冷轧、冷拔无缝不锈钢管技术条件217.EJ/T 411—1999压水堆核电厂安全一级压力容器用218.EJ/T 412—1999压水堆核电厂安全二级压力容器用16MnHR钢板技术条件219.EJ/T 413—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统管道及设备保温层施工技术条件220.EJ/T 414—1989三十万千瓦压水堆核电厂正常排风系统空气净化装置设计规定221.EJ/T 415—1989三十万千瓦压水堆核电厂专设安全设施空气净化装置设计规定222.EJ/T416—1989三十万千瓦压水堆核电厂管道系统标色规定223.EJ/T 417—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级泵、三级泵包装技术条件224.EJ/T 418—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级泵、三级泵清洁度和清洗工艺技术条件225.EJ/T 419—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级泵、三级泵涂装工艺技术条件ML226.EJ/T 420—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全重要土建结构抗龙卷风设计规定227.EJ/T 421—1989三十万千瓦压水堆核电厂核级高效碘吸附器228.EJ/T 422—1989三十万千瓦压水堆核电厂晶闸管筛选及老化标准229.EJ/T 424—1994 3立方米六氟化铀容器230.EJ/T 426—1989井口机械机组231.EJ/T 427—1989六氟化铀中烃含氯烃和部分取代卤代烃的测定232.EJ/T 428—1989环境核辐射监测中土壤样品采集与制备的一般规定233.EJ 430—1989核工业信息分类编码的基本原则及标准的编写方法234.EJ 431—1989中国核工业总公司单位代码(机密)235.EJ 432—1989铀矿冶辐射环境监测规定236.EJ/T 433—1989核供汽系统的设备清洗和包装要求237.EJ/T 434—1989核供汽系统设备在贮存建造安装和启动期间的清洁度要求238.EJ/T 435—1989放射性污染防护服的设计、检验、选择和使用239.EJ/T 436—1989核仪器可靠性试验240.EJ 441—1989肾功能仪准直探头241.EJ/T 442—1998核电厂操纵员培训及考试用模拟机242.EJ/T 443—1997铀矿石浓缩物包装桶技术条件243.EJ/T 444—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆核设计内容的规定244.EJ/T 445—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应性和功率分布异常分析245.EJ/T 446—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆物理启动试验246.EJ/T 447—1989三十万千瓦压水堆核电厂蒸汽发生器制造和验收技术条件247.EJ/T 448—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆冷却剂泵技术条件EJ/T 449—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆主系统设备及其支承件安装准则248.EJ/T 450—1989三十万千瓦压水堆核电厂设备及材料现场贮存管理规定249.EJ/T 451—1989三十万千瓦压水堆核电厂地下金属构筑物区域性阴极保护设计规范250.EJ/T 452—1989三十万千瓦压水堆核电厂地下金属构筑物区域性阴极保护系统调试运行准则251. EJ/T 453—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全二级、三级压力容器的油漆、包装和运输技术条件252.EJ/T 454—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路主、辅系统安全一级、二级、三级管道安装技术条件253.EJ/T 455—1989三十万千瓦压水堆核电厂不锈钢管道焊接接头型式254.EJ/T 457—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全一级压力容器用手工电弧焊焊条技术条件255.EJ/T 459—1989三十万千瓦压水堆核电厂安全有关传感器和变送器的安装和布置256.EJ/T 460—1989三十万千瓦压水堆核电厂与安全有关工艺系统连接的仪表信号管路257.EJ/T 461—1989三十万千瓦压水堆核电厂电缆、屏、台、盘编号规定258.EJ/T 463—1999压水堆核电厂镍铬铁合金棒材 169A锻棒、600合金棒材技术条件259.EJ/T 464—1989三十万千瓦压水堆核电厂镍铬铁合金棒材技术条件260.EJ/T 465—1999压水堆核电厂马氏体时效不锈钢锻棒技术条件 261.EJ/T 466—1999压水堆核电厂安全二级压力容器用16Mn、15MnNi钢锻件技术条件262.EJ/T 468—1999压水堆核电厂不锈钢锻件技术条件263.EJ/T 469—1999压水堆核电厂安全一级设备主螺栓材料技术条件264.EJ/T 470—1999压水堆核电厂GH4169A合金冷轧带材技术条件 265.EJ/T 471—1999压水堆核电厂GH4169A合金“O”形环技术条件 266.EJ/T 472—1999压水堆核电厂燃料组件定位格架用600号镍基钎料技术条件267.EJ/T 473—2000压水堆核电厂蒸汽发生器镍铁铬合金传热管技术条件268.EJ/T 474—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆压力容器金属箔保温层技术条件269.EJ/T 475—1989三十万千瓦压水堆核电厂控制棒导向管设计规定270.EJ/T 476—1989三十万千瓦压水堆核电厂可燃毒物技术条件271.EJ/T 477—1989三十万千瓦压水堆核电厂阻力塞组件设计272.EJ/T 478—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆压力容器顶盖组件273.EJ/T 479—1989三十万千瓦压水堆核电厂调节阀的选用和设计274.EJ/T 480—1989三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统施工设计规定275.EJ/T 481—1999压水堆核电厂镍基合金弹簧丝技术条件276.EJ/T 482—1989三十万千瓦压水堆核电厂管系强度分析277.EJ/T 483—1989三十万千瓦压水堆核电厂压力容器技术文编制准则278.EJ/T 484—1989三十万千瓦压水堆核电厂厂区土壤腐蚀性勘测与评定279.EJ/T 486—1999压水堆核电厂超低碳奥氏体不锈钢堆焊材料技术条件280.EJ/T 488—1989三十万千瓦压水堆核电厂混凝土安全壳结构完整性试验和泄漏率试验281.EJ/T 489—1989三十万千瓦压水堆核电厂辐射监测系统安装技术条件282.EJ/T 490—1989三十万千瓦压水堆核电厂辐射监测系统管道和设备清洗技术条件283.EJ/T 491—1989三十万千瓦压水堆核电厂蒸气发生器管子支承板和流量分配板技术条件284.EJ/T 492—1989三十万千瓦压水堆核电厂核设施防护涂层的质量保证285.EJ/T 493—1989三十万千瓦压水堆核电厂反应堆堆芯中子通量测量系统管系设计规定286.EJ/T 494—1999压水堆核电厂堆内构件压紧弹性环锻件技术条件 287.EJ/T 495—1989三十万千瓦压水堆核电厂燃料棒设计规定288.EJ/T 496—1989三十万千瓦压水堆核电厂定位格架设计和制造规定289.EJ/T 497—1989三十万千瓦压水堆核电厂燃料组件设计规定290.EJ/T 498—1989三十万千瓦压水堆核电厂控制棒组件设计和制造技术条件291.EJ/T 499—1989三十万千瓦压水堆核电厂一次中子源棒设计和制造技术条件292.EJ/T 500—1989三十万千瓦压水堆核电厂二次中子源组件设计和制造技术条件293.EJ/T 503—1990三十万千瓦压水堆核电厂反应堆堆内构件设计和制造技术条件294.EJ/T 504—1990三十万千瓦压水堆核电厂安全级电子元器件老化筛选和降额使用295.EJ/T 506—1990三十万千瓦压水堆核电厂控制棒驱动机构设计规定296.EJ/T 508—1990三十万千瓦压水堆核电厂防护涂层规范297.EJ/T 509—1990三十万千瓦压水堆核电厂安全壳内的设施、设备的防护涂层298.EJ/T 510—1990铈-144内照射剂量估算及评价方法299.EJ/T 511—1991碘-131内照射剂量估算及评价方法300.EJ/T 512—1990辐射事故应急医学处理设施和装备的规定301.EJ/T 513—1990放射性污染防护手套302.EJ/T 514—1990研究性反应堆建物采暖、通风与空气净化系统设计规范303.EJ/T 515—1990受权的检查机构在役检验、主检验员和资格和责任304.EJ/T 516—1990核电厂检查、检验和试验人员资格305.EJ/T 517—1990压水堆核电厂建造期间机械物项安装、检查及试验的质量保证要求306.EJ/T 518—1998核电厂安全级电动机控制中心质量鉴定307.EJ 519—1990核电厂安全级电力系统运行前试验大纲编制导则308.EJ/T520—1990生物化学发光测试仪309.EJ 521—1990铀矿冶辐射环境质量评价规定310.EJ/T 522—1990铀矿冶辐射防护仪器检修试质量标准311.EJ/T 523—1990高纯三碳酸铀酰铵312.EJ/T 524—1990二氧化铀313.EJ/T 525.2—1999核电厂用铅酸蓄电池第2部分:安装设计和安装准则314.EJ/T 525.4—1997核电厂用铅酸蓄电池第4部分:维护、试验和更换方法315.EJ/T 526—1990铀矿石和铀化合物的安全运输规定316.EJ/T 527—1990环境辐射监测中生物采样和基本规定317.EJ 528—1998核仪器安全通用要求318.EJ/T 529—1990用于核电厂安全重要系统数字计算机319.EJ 530—1990核电厂安全级仪表和电气设备的设计和制造的质量保证大纲要求320.EJ 531—1990核电厂安全级阀门驱动装置的鉴定321.EJ/T 532—1990低、中水平放射性固体废物暂时贮存库安全分析报告要求322.EJ/T 533—1990核工业质量管理手册编写指南323.EJ/T 534—1991核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装324.EJ/T 535—1991离子感烟火灾探测器用镅-241α源环境试验325.EJ/T 536—1991钚-239α参考源326.EJ/T 537—1991钷-147辐射发光粉327.EJ/T 538—1991镅-241α参考源328.EJ 539—1991密封放源批量产品的检验抽样标准329.EJ 540—1991铀矿冶、铀同位素分离、燃料元件制造和后处理术语330.EJ/T 541—1991铀三硅二-铝板型燃料组件技术条件331.EJ/T 542—1991烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块技术条件332.EJ/T 543—1991核级三氧化二钆粉末技术条件333.EJ/T 544—1991三碳酸铀酰铵产品和取样仲裁方法334.EJ/T 545—1991三碳酸铀酰铵中水分的测定卡尔·费休尔滴定法335.EJ/T 546—1991岩石矿物钐钕等时年龄测定336.EJ/T 547—1991含铀岩石中铅的测定火焰原子吸收分光度法337.EJ/T 548—1991含铀岩石中微量铜的测定示波极谱法338.EJ/T 549—1991含铀岩石中微量锌的测定示波极谱法339.EJ/T 550—2000土壤、岩石等样品中铀的测定激光荧光法340.EJ/T 551—1991铀矿资源评价规范341.EJ/T 552—1991铀矿山水文地质工程地质规程342.EJ/T 553—1991矿物晶胞参数的测定粉末X射线衍射法343.EJ/T 554—1991五氟化溴法测定石英单矿物氧同位素344.EJ 555—1991过量受照人员的应急医学处理规定345.EJ 556—1999核安全与辐射安全文件格式与内容标准的编制规定 346.EJ/T 557—1991核电厂场内应急计划的标准格式与内容347.EJ/T 558—1991牛奶中氘的测定方法348.EJ/T 559—199核供热站设计安全原则和基本要求349.EJ/T 560—199反应堆压力容器材料辐照监督要求350.EJ/T 561—199压水堆停堆冷却准则351.EJ/T 562—1991核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则352.EJ/T 563—1999压水堆重新装料后的物理启动试验353.EJ/T 564—1991核电厂物项包装、运输、装卸、接收、贮存和维护要求354.EJ/T 565—1991乏燃料运输容器技术条件355.EJ/T 566—1991主从机械手通用技术条件356.EJ 567—1991核反应堆仪表术语357.EJ 568—1991核仪器仪表分类与代码358.EJ 569—1991核辐射探测器分类与代码359.EJ 570—1999压水堆安全重要流体系统单一故障准则360.EJ 571—1991核电厂保卫系统电气设备准则361.EJ/T 572—1991核电厂安全系统设备设计鉴定362.EJ/T 573—1991核电厂安全级蓄电池质量鉴定363.EJ 574—1991核电厂安全级控制仪表盘(屏)和机架的设计与鉴定364.EJ 575—1991核电厂中使用的测量和试验设备校准与管理的技术要求365.EJ/T 576—1991多道幅度分析器类型、主要性能和技术要求366.EJ/T 577—1991多道分析器作为多路定标器时的测试方法367.EJ/T 579—1991紫外盖革弥勒计数管368.EJ/T 580—1991穆斯堡尔谱仪369.EJ/T 581—1991计数率测量系统中与计数率表配套的部件特性和测试方法370.EJ/T 582—1991统计涨落技术仪表特性和测试方法371.EJ/T 583—1991轻便型γ测井仪372.EJ/T 584—1994勘探用便携式γ辐射仪和γ能谱仪373.EJ/T 585—1991车载γ能谱测量系统374.EJ/T 586—1991固定式个人表面污染α和β辐射、监测装置375.EJ 587—1991放射性气溶胶污染测量仪和监测仪376.EJ 588—1991核燃料后处理厂退役辐射防护规定377.EJ/T 589—1999压水堆核电厂安全壳密封性试验378.EJ/T 590—1991核电厂安全级电路电缆通道系统设计安装和鉴定准则379.EJ/T 591—1991单位分离功电耗计算方法380.EJ/T 592—1991三碳酸铀酰铵产品综合能耗计算方法381.EJ/T 593—1991铀矿床工业指标制定原则和方法的规定382.EJ/T 594—1991钨钼等元素在线分析仪技术条件383.EJ/T 595—1991数字显示报警仪技术条件384.EJ/T 596—1991溶解氧分析器385.EJ/T 597—1991磁浮子液位计386.EJ/T 598—1991双管电磁流量计技术条件387.EJ 603—1991试验堆安全系统准则388.EJ 604—1991标准核仪器插件、机箱通用技术条件389.EJ/T 605—1991氡及其子体测量规范390.EJ/T 606—1991压水堆核电厂反应堆压力容器焊缝超声波在役检查391.EJ/T 607—1991安全二、三级钢制压力容器技术条件392.EJ/T 608—1991压水堆核电厂新燃料组件运输容器通用技术条件393.EJ/T 609—1991核电厂保护系统电气插件型式检验准则394.EJ/T 610—1991盖革弥勒计数管总规范395.EJ/T 611—1991γ测井规范396.EJ/T 612—1991核电厂场外应急计划的标准格式与内容397.EJ/T 613—1991铀矿冶设施安全分析报告的标准格式与内容398.EJ 614—1991铀矿冶工作人员辐射防护监测规定399.EJ/T 615—1991钡 131示踪测井微球400.EJ/T 616—1991三碳酸铀酰铵产品的常规取样方法401.EJ/T 617—1991核工业科学和工程计算机程序验证和确认指南402.EJ/T 618—1991核工业产品设计评审规范403.EJ/T 619—1991核级容器制造质量保证404.EJ/T 620—1991核工业无损检测质量控制规范405.EJ/T 621—1991核工业产品工艺评审规范406.EJ 622—1992反应堆燃料元件术语407.EJ623—1992铀加工和核燃料元件制造厂的职业辐射监测规定408.EJ/T 624—1992氘靶409.EJ 625—1992核电厂备用电源用柴油发电机组准则410.EJ 626—1992核电厂电器、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求411.EJ 627—1992保护动作的手动触发412.EJ/T 628—1999核电厂安全级连续工作制电动机的质量鉴定413.EJ/T 629—1992压水堆燃料组件机械设计和评价414.EJ/T 630—1992X、γ辐射个人剂量报警仪415.EJ/T 631—1992放射性气溶胶采样器416.EJ/T 632—1992反应性仪特性和测试方法417.EJ/T 633—1992管激发能量色散X荧光分析仪418.EJ/T 634—1992核探测器用直流高压稳压电源419.EJ/T 635—1992压水堆核电厂硼回收系统设计准则420.EJ/T 636—1992核电厂厂址选择辐射防护要求421.EJ/T 637—1992核电厂安全有关通信系统422.EJ/T 638—1992核电厂控制室综合体的设计准则423.EJ/T 639—1992核电厂安全级电力系统及设备保护准则424.EJ/T 640—1992核电厂备用电源柴油发电机组定期试验425.EJ/T 641—1992核电厂大型铅酸蓄电池容量的确定426.EJ/T 642—1992核电厂管道电热系统设计和安装427.EJ/T 643—1992核电厂维修工作程序的制定和实施428.EJ/T 644—1992核工业计算机软件开发规范429.EJ/T 645—1992核工业计算机软件需求分析指南430.EJ/T 646—1992核工业计算机软件开发文档编制指南431.EJ/T 647—1994金属用工业离子注入机432.EJ/T 649—1992核电厂电缆系统设计及安装准则433.EJ/T 651—1992气相色谱用镍-63β放射源434.EJ 652—1992氘气F48435.EJ/T 653—1998高通量工程试验反应堆燃料组件技术条件436.EJ/T 654—1992核工业铀水冶质量控制规范437.EJ/T 655—1992核工业铀纯化质量控制规范438.EJ/T 656—1999γ谱仪用系列点标准源439.EJ 657.1—1992中国档案分类法核工业档案分类与代码440.EJ 657.2—1992中国档案分类法核工业档案专用综合复分表。
核电厂安全系统准则 GB 13284-1998 (2)

为支 持 本 标准而编制的其他 IEEE标准都是本标准的参考文件.还有一些美国国家标准,特别是 ANSI/ANS 51.1-1983和 ANSI/ANS 52.1-1983也包括安全系统的功能和设计准则。 5 修订的目的
GB 1 32 84-1991《核电厂安全系统设计基准》等效采用美国国家标准 ANSI/ANS-4.1- 1978《核电 厂安全系统设c十基准准则》(AmericanN ationalS tandard" DesignB asisC riteriaf orS afetyS ystemsin NuclearP owerG eneratingS tations"),该标准已经废止,但其基本内容仍然保留在 IEEE Std6 03一 1991“第 4章 安全系统设计基准”中;IEEE Std6 03-1980引用了 ANSI/ANS-4.1- 1978,IE EE Std 603-1991不再引用 ANSI/ANS-4.1 ,而是引用 ANSI/ANS-51.1 -1983和 ANSI/ANS-52.1-1983 (对应的是我国核安全法规 HAF0 200(91)核电厂设计安全规定)。所以此次修订后的 GB1 3284-1998 《核电厂安全系统准则》,其技术内容包括 GB 13284-1991和 GB/T 13629-1992《核电厂安全系统准 则》的内容。
美 国仪 表 协会(ISA)征询整定值的定义与其标准 ISA S67.04 的规定如何协调一致,本标准已经参 考 ISA标准作了修改。其他修改包括考虑人的因素、按时间或核电厂工况的关键点阐明设计基准事件 的要求 ,以及更新参考文件。 6 未来的工作
压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则
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压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则一、概述1.1 压水堆核电厂安全壳喷淋系统是核电厂重要的安全辅助系统,主要用于在核电厂发生事故时,对安全壳进行冷却和抑制放射性物质的扩散。
1.2 本文将就压水堆核电厂安全壳喷淋系统的设计准则进行深入探讨,旨在提高核电厂的安全性和应急响应能力。
二、设计准则2.1 喷淋系统需满足核电厂防火要求,采用可靠的防火泵进行供水,确保系统稳定可靠运行。
2.2 喷淋系统应根据安全壳的结构和特点进行合理设计,确保喷淋水能够覆盖到所有需要冷却的区域,防止核电厂事故导致的热辐射和放射性物质扩散。
2.3 喷淋系统的设计应充分考虑供水水源的稳定性和可靠性,保证在突发事件发生时能够及时供水进行冷却和抑制。
三、设计要点3.1 喷淋系统的设计要点包括喷头布置、供水管网的设置和防火泵的选型。
3.2 喷头布置应根据安全壳的结构和布局进行合理设置,确保整个安全壳能够被覆盖到,防止局部温度过高和热辐射扩散。
3.3 供水管网的设置应考虑水源的位置和供水管道的布局,保证喷淋系统能够快速、稳定地供水,并且要考虑使用防火泵进行水源供给。
3.4 防火泵的选型要根据核电厂的实际情况进行选择,包括流量、扬程、可靠性等指标,确保防火泵能够在发生事故时快速、稳定地供水。
四、设计考虑4.1 在设计喷淋系统时,应考虑核电厂事故可能导致的高温、高压和冷却需求,确保喷淋系统能够满足各种特殊情况下的需求。
4.2 考虑到核电厂的特殊环境,喷淋系统的设计应考虑防爆、耐高温、耐腐蚀等特性,选择合适的材料和设备。
4.3 喷淋系统的设计还应考虑到系统的自动化控制和监测,确保在发生事故时能够自动启动,并且能够实时监测系统的运行状态,及时发现和排除故障。
五、总结5.1 压水堆核电厂安全壳喷淋系统的设计是核电厂安全的重要组成部分,设计准则的严谨和细致对核电厂的安全运行具有重要意义。
5.2 喷淋系统的设计要点和设计考虑是确保系统稳定可靠运行的关键,必须充分考虑核电厂的特殊环境和事故情况,确保喷淋系统能够在发生事故时发挥应有的作用。
EJ_325_1988压水堆核电厂反应堆冷却剂设计准则
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F 65EJ 325-1988压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则1988-06-05发布1989-01-01实施中华人民共和国核工业部 发布附加说明:本标准由核工业部核电局提出。
本标准由核工业部一院设计部负责起草。
本标准主要起草人:李清林。
1 主题内容与适用范围本准则规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的基本设计要求,以确保该系统能够安全可靠地执行其预定的功能。
本准则适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的设计,它未对该系统中的设备提出具体设计要求,也未包括该系统的运行、维修和试验等方面的要求,除非它们与系统设计直接有关。
2 引用标准HAF 0200 《核电厂设计安全规定》EJ 312 《压水堆核电厂运行及事故工况分类》HAF 0201 《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》EJ 335 《压水堆核电厂假想管道破损事故防护准则》EJ 313 《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》EJ 331 《压水堆核电厂安全壳隔离系统设计准则》EJ 345 《压水堆核电厂水化学技术条件》EJ 336 《压水堆核电厂供汽系统布置准则》HAF 0204 《核电厂内部飞射物及其二次效应的防护》3 系统功能反应堆冷却剂系统既执行核安全功能,又执行非核安全功能。
反应堆冷却剂系统的核安全功能是:作为一道屏障,防止反应堆冷却剂和放射性物质不可控地释放到一次安全壳,在任何工况下为确保堆芯冷却提供条件。
反应堆冷却剂系统的非核安全功能是:在正常运行期间将热量从反应堆堆芯传送到二回路系统。
反应堆冷却剂系统除具有上述功能外,冷却剂还作为慢化剂和反射层,并作为控制反应性的硼酸溶液的溶剂。
此外,反应堆冷却剂系统还具有压力控制功能,通过稳压器来保证反应堆冷却剂压力高于堆芯出口处的饱和压力(防止沸腾)。
4 系统范围反应堆冷却剂系统由能提供上述功能的设备所组成,典型的反应堆冷却剂系统包括: a.反应堆压力容器及其密封系统,包括控制棒驱动机构承压壳;b.把反应堆热量传送到二回路系统的蒸汽发生器一回路侧;c.反应堆冷却剂泵及其轴封;d.稳压器(包括加热和冷却设施);e.卸压管道(包括卸压阀和安全阀)连同接受排放的卸压箱;f.为了提供适当的流动通道和流动控制,在主要部件之间用于连接的管道、阀门和配件;g.与反应堆冷却剂环路相连接并属于该环路的管道、阀门和配件,直到并包括第二个隔离阀;h.为了控制运行所必需的检测装置。
压水堆核电厂土建设计和建造规则
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压水堆核电厂土建设计和建造规则一、背景介绍压水堆核电厂是一种利用核裂变反应产生的热量,通过蒸汽发电来产生电能的设施。
在核电站建设中,土建设计和建造是其中非常重要的一环。
因为核电站需要承受高压和高温的环境,所以土建设计和建造规则的严谨性和全面性显得尤为重要。
二、土建设计规则1. 基础设计:对于压水堆核电站来说,它的安全至关重要。
基础的选址和设计必须充分考虑地质情况、地震等自然灾害因素。
基础承重能力和稳定性的设计应当满足一定的标准和规范。
2. 结构设计:核电站的建筑结构必须考虑到其需要承受的辐射、压力和温度等因素。
土建设计规则应当规定建筑材料的选用、结构的抗震性和防护性能。
3. 安全设施:除了建筑本身的结构设计外,还应当规定建筑内的安全设施,如逃生通道、防护门窗等,以应对任何可能的安全事故。
三、土建建造规则1. 施工工艺:核电站的土建建造涉及到各种工艺,如混凝土浇筑、结构安装等。
规则应当明确各个环节的施工工艺和标准,确保质量和安全。
2. 质量控制:土建建造规则应当规定质量控制的各项指标和方法,以确保施工过程中的各项指标满足设计要求。
3. 安全管理:在土建施工过程中,安全管理显得尤为重要。
规则应当包括对施工人员的安全培训、安全防护设施等要求。
四、总结与展望压水堆核电站的土建设计和建造规则对于核电站的安全运行和持续发展具有至关重要的意义。
在未来的发展中,需要不断完善和更新这些规则,以适应新的技术和要求,确保核电站的安全和可持续发展。
个人观点与理解作为一名核电站土建设计和建造的专业人员,我深知土建规则对核电站运行的重要性。
在实际工作中,我会严格按照规则要求,确保土建设计和建造工作的全面质量和安全。
通过不断地学习和实践,我也会积极参与规则的更新和完善工作,为核电站的发展贡献自己的一份力量。
结语核电站土建设计和建造规则是保障核电站安全运行的重要保障。
在今后的工作中,我会不断提升自己,更好地完成土建设计和建造任务,为核电站的发展贡献自己的一份力量。
核反应堆-核电-核技术-核工程-2.4 核电厂安全设计原则
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1.多道屏障原则 燃料棒包壳。目前的设计实践是力图保证在正常或非正常
运行时包壳温度都不超过某一限值, 而如果超过此限值, 包壳就会因熔化、开裂或氧化而损坏, 这一限值通常取作 1204℃.
一回路系统的承压边界, 由压力容器、管道和设备组成,
它们将高温、高压又带强放射性的冷却剂封闭在其内。
外应急响应计划,保护厂外公众免受过量的辐射,努力减轻事故对 居民的影响。
3
3. 单一故障原则
导致某一部件不能正确执行其预定安全功能的一种随机故障。满足单 一故障准则的设备组合,在其任何部位发生单一随机故障时,仍能保 持所赋予的功能。
要求满足单一故障准则的设备组合,采用多样性原则能减少某些共因 故障或共模故障,从而提高某些系统的可靠性。
事故工况。
防止,可能超过设计基准的严重事故,配置必需的专设安全设施,
以便对付预期假想事故,保证多道屏障的完整性,确保停堆系统的 可靠性。
缓解,制定事故管理规程(SAM),制定防止事故进展的补充措施和
规程,制定减轻严重事故后果的措施。
应急,万一发生极不可能发生的事故,并且有放射性外泄启用厂内
4.辐射安全准则
核电站正常运行时, 对电站工作人员和周围居民的辐照剂量不得超过我 国国家辐射防护剂量标准所规定的允许剂量, 事故时对环境的影响应低 于我国国家辐射防护剂量标准所规定的允许剂量。
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ห้องสมุดไป่ตู้
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安全壳, 它将一回路系统的主要设备( 包括一些辅助系统
和设备) 和主管道包容在内。安全壳的泄漏率要严格控制 , 设计规范要求每天泄漏率要小于安全壳总容积的千分之 一。
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2.纵深防御原则
压水堆燃料棒若干设计准则的研讨
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压水堆燃料棒若干设计准则的研讨随着能源需求的不断增长,核能作为一种清洁、高效的能源形式受到了越来越多的关注。
作为核反应堆中的核燃料元件,燃料棒的设计和制造质量直接影响着核反应堆的运行和安全。
本文将以压水堆燃料棒的设计为例,探讨燃料棒设计中的若干准则。
一、燃料棒的结构和材料燃料棒是核反应堆中的核燃料元件,其结构和材料的选择是至关重要的。
压水堆燃料棒通常采用锆合金作为外壳材料,铀-铜合金作为燃料。
锆合金具有高强度、耐腐蚀、耐辐照等优良特性,能够有效地保护燃料免受外界环境的影响。
铀-铜合金则具有较高的燃料密度和中子吸收截面,能够提高反应堆的热功率密度。
因此,在燃料棒的结构和材料选择时,应该充分考虑材料的力学性能、化学稳定性和辐照稳定性等因素。
二、燃料棒的寿命和更换核反应堆的运行时间越长,燃料棒的辐照损伤越严重,燃料棒的寿命也会逐渐缩短。
因此,在燃料棒的设计中,应该充分考虑其寿命和更换周期。
一般来说,燃料棒的寿命应该大于反应堆的设计寿命,以确保反应堆的长期稳定运行。
同时,燃料棒的更换周期也应该足够长,以降低更换成本和安全风险。
三、燃料棒的燃耗和补充燃料棒的燃耗是指燃料在反应堆中被裂变的程度。
燃耗越高,燃料的利用率就越高,但同时也会增加燃料棒的辐照损伤和寿命缩短的风险。
因此,在燃料棒的设计中,应该合理控制燃耗,以平衡燃料利用率和燃料寿命。
另外,燃料棒在运行过程中也会不断地失去燃料,因此需要定期进行补充。
补充燃料的时间和方式应该合理安排,以确保反应堆的稳定运行。
四、燃料棒的安全性和防护燃料棒作为核反应堆的核燃料元件,其安全性和防护措施是非常重要的。
燃料棒在运行过程中会产生大量的热量和辐射,因此需要采取有效的防护措施。
一般来说,燃料棒的外壳应该具有高强度、耐腐蚀和耐辐照等特性,以保护燃料免受外界环境的影响。
同时,燃料棒的运行状态也需要通过监测和检测等手段进行实时监控,以及时发现和处理可能的安全隐患。
总之,燃料棒作为核反应堆的核燃料元件,其设计和制造质量对反应堆的运行和安全具有重要影响。
压水堆核电厂一回路安全降压和排气系统设计准则
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压水堆核电厂一回路安全降压和排气系统设
计准则
压水堆核电厂一回路安全降压和排气系统设计准则通常遵循以下原则和标准:
1. 设计安全降压和排气系统时,必须满足一回路所能承受的压力范围。
系统设计应能够可靠地将一回路压力降低到安全水平。
2. 设计安全降压和排气系统时,应考虑一回路的瞬态和稳态过程。
系统需能够适应压力变化,并且能够迅速恢复到正常工作状态。
3. 设计安全降压和排气系统时,需确保系统的可靠性和冗余性。
系统应能够在一部分设备出现故障时继续工作,确保核电厂的连续运行。
4. 设计安全降压和排气系统时,应考虑适当的材料选择和密封设计,以确保系统的可靠性和安全性,并防止辐射和泄漏。
5. 设计安全降压和排气系统时,应考虑系统排放的废气处理。
废气处理系统应能够有效地去除放射性废气,确保环境和人员的安全。
6. 设计安全降压和排气系统时,应考虑系统的维护和检修。
系统应设计为易于检修和维护,以确保系统的长期可靠性和安全性。
总之,压水堆核电厂一回路安全降压和排气系统的设计准则主要是确保系统能够可靠地将一回路压力降低到安全水平,并能适应压力变化和故障情况,同时满足环境和安全要求。
核反应堆设计规范
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核反应堆设计规范引言核反应堆是一种利用核裂变或核聚变过程释放出的能量来驱动发电机以产生电能的装置。
它在能源领域具有重要的地位,但由于其涉及的是极为危险的核能领域,因此需要严格的设计规范来确保核反应堆的安全性和可靠性。
本文将介绍核反应堆设计的一些规范、标准和程序。
设计目标核反应堆设计的首要目标是保证其安全性。
安全是核能发展的基础,核反应堆的设计必须符合严格的安全标准,以确保核能的利用过程中不会对环境和人类造成不可逆转的破坏。
其次,设计还需要考虑高效能源利用和可持续性发展,以提高核能在能源领域的占比和减少对传统能源的依赖。
反应堆类型选择根据不同的需求和技术条件,核反应堆可以分为不同类型,如压水堆、沸水堆、气冷堆等。
设计师需要根据具体的要求和场地条件选择适合的反应堆类型,并且参考国际通用标准来进行设计。
堆芯设计堆芯是核反应堆中最关键的组成部分,它由核燃料组件、燃料元件、冷却剂和反应物质等组成。
在堆芯设计中,需要考虑燃料的选择、布置和管理,以及冷却剂的选择和流动方式。
此外,还需要进行堆芯核素计算、中子物理参数分析等工作,以确保堆芯的稳定运行和高效发电。
冷却系统设计冷却系统是核反应堆中用于控制温度、提供冷却剂循环和热量转移的关键系统。
在设计冷却系统时,需要考虑冷却剂的选择、流动速度和管路布置等因素。
同时,还需要进行冷却剂的热力学计算和流态分析,以保证冷却系统的稳定性和高效性。
辐射防护设计核反应堆工作过程中会产生辐射,为了保护工作人员和环境的安全,需要进行合理的辐射防护设计。
这包括辐射屏蔽材料的选择和布置、人员防护设施的设置和工作流程等。
同时,还需要进行辐射剂量计算和辐射监测,以确保辐射水平在合理范围内。
安全系统设计核反应堆的安全性是设计的首要目标,为了达到这一目标,安全系统设计至关重要。
安全系统包括自动控制系统、事故应对系统、冷却系统备份等。
在设计安全系统时,需要考虑各种可能发生的事故和故障情况,并制定相应的控制和应急预案。
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EJ 324—1988
压水堆核电厂燃料相关组件设计准则
1988-06-05 发布
1989-01-01实施
中华人民共和国核工业部 发布
附加说明:
本标准由核工业部生产技术司、核电局提出。
本标准由核工业部一院设计部负责起草。
本标准主要起草人:田盛、程蓉珍。
1 主题内容与适范围
本准则规定了设计压水堆核电厂燃料相关组件应该满足的要求。
本准则适用于压水堆核电厂束棒型燃料相关组件的设计。
压水堆核电厂燃料相关组件是指控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件。
除控制棒组件外的所有燃料相关组件定义为固定式相关组件。
本准则涉及与燃料相关组件机械设计直接有关的核设计和热工—水力设计问题。
2 引用标准
EJ 312《压水堆核电厂运行及事故工况分类》
3 工况分类
本准则所涉及的四类工况的定义见EJ 312
4 控制棒及其组件设计准则
4.1 控制棒组件所用各种材料必须符合国标、部标或有关堆用材料标准。
4.2 反应堆运行时,控制棒中子吸收体最高中心温度应低于中子吸收体的相变温度或熔点;不允许在燃料组件导向管和控制棒之间的环形冷却剂流道中发生体积沸腾。
4.3 除采用铪材料作中子吸收体可不使用包壳管外,其余中子吸收体材料均应封装在耐腐蚀的金属包壳管内。
4.4 反应堆运行初期,在冷却剂压力和工作温度作用下,控制棒包壳必须是自立的。
4.5 在整个设计寿期内,控制棒包壳不应发生蠕变坍塌。
4.6 在整个设计寿期内,热态时控制棒内部气体压力应低于冷却剂工作压力。
4.7 控制棒组件在中子辐照、流体力产生的振动、磨蚀、升力和压力波动作用以及控制棒动作、地震、落棒停堆情况下,应保持结构完整性并在导向管中运动自如;在设计寿期内,控制棒组件应能承受规定的步跃次数及快插次数的动作的作用。
4.8 控制棒及其导向管水力缓冲段的设计,均必须考虑到快速落棒要求并使落棒行程终了时的控制棒组件末速度低于一个合理定值。
控制棒组件的机械缓冲弹簧设计,必须有效地吸收控制棒组件落棒终了时的能量,以尽量减小燃料组件和控制棒组件的相互冲击力。
4.9 控制棒组件的长度设计必须使控制棒组件在反应堆中处于行程最上位置时,其控制棒下端仍在导向管内,且控制棒中子吸收体全部置于堆芯之外。
4.10 奥氏体不锈钢控制棒组件强度设计:控制棒包壳管设计应力强度取设计温度下屈服强度的2/3,部件应力强度按第三强度理论计算。
部件设计应力强度(Sm)取下述最低值:室温下规定的最小抗拉强度的1/3或规定的最小屈服强度的2/3;设计温度下抗拉强度的1/3
或屈服强度的90%,但不能超过室温下规定的最小屈服强度的2/3。
部件许用应力强度限值如表1。
4.11 堆芯中所有控制棒组件,在结构上必须有互换性。
要求在干状态下,控制棒组件在燃料组件中的抽插力不应超过一个合理限值。
表1
应 力 分 类 限 值 Sm
总体一次膜应力强度 1.0
局部一次膜应力强度 1.5
一次膜应力加弯曲应力强度 1.5
总的一次应力加二次应力强度 3.0
4.12 控制棒组件设计应与驱动机构的驱动轴可靠、可拆地连接,并便于远距离装拆。
4.13 在工况Ⅲ和Ⅳ情况下,控制棒组件各部件变形不应影响反应堆紧急停堆。
注:本章各条,除已说明适用工况者外,其余各条只适用于工况Ⅰ和Ⅱ。
5 固定式相关组件设计准则
5.1 对固定式相关组件所用材料必须符合国标、部标或有关堆用材料标准。
5.2 反应堆运行时,可燃吸收体最高温度应低于材料熔点或材料发生明显变形或蠕变的温度;在燃料组件导向管和可燃毒物棒之间的环形流道中不应发生体积沸腾。
5.3 可燃吸收体、中子源体均应封装在耐腐蚀的金属包壳内。
设计寿期末包壳均匀腐蚀深度应低于包壳壁厚的10%。
如采用锆—锡合金包壳管,设计寿期末包壳各横断面按壁厚平均的最大含氢量宜低于250ppm。
5.4 反应堆运行初期,在冷却剂压力和工作温度作用下,可燃毒物棒、中子源棒包壳必须是自立的。
5.5 在整个设计寿期内,可燃毒物棒和中子源棒的包壳不应发生蠕变坍塌。
5.6 在整个设计寿期内,热态时可燃毒物棒和中子源棒内压应低于冷却剂工作压力。
5.7 设计寿期末,可燃毒物棒和中子源棒的包壳周向净塑性应变应低于1%。
5.8 在中子辐照、流体力产生的振动、升力和压力波动下,固定式相关组件应保持结构完整性,并与燃料组件和堆内部件始终保持规定的相对轴向位置。
5.9 固定式相关组件结构设计:
a.在满足5.2条和4.2条相应要求前提下,导向管内旁通流量应尽可能小;
b.固定式相关组件出口阻力系数要适当,以使燃料组件之间流量平衡。
5.10 奥氏体不锈钢固定式相关组件强度设计参照4.10条执行。
5.11 固定式相关组件,在结构上应便于远距离装拆并有互换性。
要求在干状态下,固定式相关组件在燃料组件中的抽插力不应超过一个合理限值。
5.12 在工况Ⅲ、Ⅳ,固定式相关组件的破坏、变形或轴向位移应不影响紧急停堆或燃料棒的应急冷却。
注:本章各条,除已说明适用的工况者外,其余各条只适用于工况Ⅰ、Ⅱ。