EWNuclear Thermal-hydraulic Laboratory2.1热工水力准则ATHeL:核反应堆热工水力研究实验室PART钠冷快堆的稳态热工设计准则CunicralePuMc燃料温度：燃料芯体最高温度在任何工BLOCBEACTEUE况条件下不允许达到相应燃耗深度下的燃料熔点。包壳温度：燃料元件包壳中壁最高温度在运状态下不超过700℃，在绝大多设计基准事故工况下不允许超过800℃。（316不锈钢的熔点为1390℃，根据保守的设计和已有堆的运行经验，在包壳低于800℃时可以保持其完整性)。为保持冷却剂压力边界的完整性，一回路系统压力边界的温度不得超过427℃C。钠冷快堆示意图12/59
PART 2 12/59 2.1 热工水力准则 钠冷快堆的稳态热工设计准则 ➢ 燃料温度：燃料芯体最高温度在任何工 况条件下不允许达到相应燃耗深度下的 燃料熔点。 ➢ 包壳温度：燃料元件包壳中壁最高温度 在运状态下不超过700℃，在绝大多设 计基准事故工况下不允许超过800℃。 (316不锈钢的熔点为1390℃，根据保 守的设计和已有堆的运行经验，在包壳 低于800℃时可以保持其完整性)。 ➢ 为保持冷却剂压力边界的完整性，一回 路系统压力边界的温度不得超过427℃。 钠冷快堆示意图
2NuclearThermal-hydraulicLaboratory2.1热工水力准ArTHel.核反应堆热工水力研究实验室PART燃料棒设计准则（1）反应堆运行初期，燃料棒包壳必须是自立的反应堆运行初期，棒内压最低，燃料棒包壳在冷却剂压力和工作温口度下要保持弹性稳定。（2）在整个设计寿期内，燃料棒包壳不应发生变塌口保证在整个设计寿期内，包壳保持塑性稳定，即设计的棒包壳临界蠕变珊塌时间大于工作寿期。（3）在整个设计寿期内，包壳的体积平均当量应力不应超过考虑了温度和中子辐照影响的包壳材料屈服强度，所谓的体积平均当量或有效应力，是由包壳内外压差和芯块-包壳接触压力而形成的径向、切向和轴向应力分量，应用最大变形能理论，通过包壳壁厚积分得到的。13/59
PART 2 13/59 2.1 热工水力准则 燃料棒设计准则 （1）反应堆运行初期，燃料棒包壳必须是自立的。 反应堆运行初期，棒内压最低，燃料棒包壳在冷却剂压力和工作温 度下要保持弹性稳定。 （2）在整个设计寿期内，燃料棒包壳不应发生蠕变坍塌。 保证在整个设计寿期内，包壳保持塑性稳定，即设计的棒包壳临界 蠕变坍塌时间大于工作寿期。 （3）在整个设计寿期内，包壳的体积平均当量应力不应超过考虑了温度和中 子辐照影响的包壳材料屈服强度。 所谓的体积平均当量或有效应力，是由包壳内外压差和芯块-包壳接 触压力而形成的径向、切向和轴向应力分量，应用最大变形能理论， 通过包壳壁厚积分得到的
ONuclearThermal-hydraulicLaboratory2.1热工水力准ArTHel.核反应堆热工水力研究实验室PART燃料棒设计准则（4）在整个设计寿期内，稳态运行时，从未辐照状态算起的包壳正的总拉伸蠕变应变应低于1%：对每一瞬态事件，包壳周向的弹性加塑性应变不应超过当时稳态工况算起的1%拉押应变口运行经验表明，包壳应变不超过1%，燃料棒不会因应变而破损，所以提出了该准则。（5）燃料棒包壳累积的应变疲劳寿命应低于设计的应变疲劳寿命，即要求累积的包壳应变疲劳损伤因子小于1。（6）设计寿期末，包壳均匀腐蚀深度或磨蚀深度应小于包壳壁厚的10%。口由于包壳会因腐蚀生成氧化膜而使壁厚逐渐减薄，并提高金属与氧化膜界面的工作温度，进一步加速腐蚀，形成恶性循环。如果在燃然料棒设计中不加限制，终究会因包壳强度不够而引起燃料棒包壳破损14/59
PART 2 14/59 2.1 热工水力准则 燃料棒设计准则 （4）在整个设计寿期内，稳态运行时，从未辐照状态算起的包壳正的总拉伸 蠕变应变应低于1%；对每一瞬态事件，包壳周向的弹性加塑性应变不应 超过当时稳态工况算起的1%拉抻应变 运行经验表明，包壳应变不超过1%，燃料棒不会因应变而破损，所 以提出了该准则。 （5）燃料棒包壳累积的应变疲劳寿命应低于设计的应变疲劳寿命，即要求累 积的包壳应变疲劳损伤因子小于1。 （6）设计寿期末，包壳均匀腐蚀深度或磨蚀深度应小于包壳壁厚的10%。 由于包壳会因腐蚀生成氧化膜而使壁厚逐渐减薄，并提高金属与氧化 膜界面的工作温度，进一步加速腐蚀，形成恶性循环。如果在燃料棒 设计中不加限制，终究会因包壳强度不够而引起燃料棒包壳破损
2NuclearThermal-hydraulic Laboratory2.1热工水力准ArTHel.核反应堆热工水力研究实验室PART燃料棒设计准则（7）包壳表面温度（氧化物与金属界面处）不得超过：对稳态运行，400℃；对短期瞬态运行，425℃。口该准则主要是通过限制包壳表面温度，来达到限制包壳氧化和氢化（8）最热燃料芯块的最高温度应低于二氧化铀熔点，二氧化铀熔点的取值应考虑到燃耗等因素的影响。口主要是用以防止因燃料熔化造成过份膨胀和过量的裂变产物释放及燃料-包壳产生化学反应，以保证包壳的完整性。对二氧化铀而言，其熔点随燃耗加深而下降，一般为每10GWd/tU下降32℃C。（9）在制造状态下，燃料棒气腔中的弹簧应使二氧化铀芯块柱在受到4g（g为重力加速度）轴向加速度时不发生轴向蜜动15/59
PART 2 15/59 2.1 热工水力准则 燃料棒设计准则 （7）包壳表面温度（氧化物与金属界面处）不得超过：对稳态运行， 400℃；对短期瞬态运行，425℃。 该准则主要是通过限制包壳表面温度，来达到限制包壳氧化和氢化。 （8）最热燃料芯块的最高温度应低于二氧化铀熔点，二氧化铀熔点的取值 应考虑到燃耗等因素的影响。 主要是用以防止因燃料熔化造成过份膨胀和过量的裂变产物释放及 燃料-包壳产生化学反应，以保证包壳的完整性。对二氧化铀而言， 其熔点随燃耗加深而下降，一般为每10GWd/tU下降32℃。 （9）在制造状态下，燃料棒气腔中的弹簧应使二氧化铀芯块柱在受到4g(g 为重力加速度)轴向加速度时不发生轴向窜动
ONuclearThermal-hydraulic Laboratory2.1热工水力准ArTHel.核反应堆热工水力研究实验室PART燃料棒设计准则（10）在整个设计寿期内，燃料棒内压应低于能使燃料芯块-包壳接触后重新出现径向间隙或者使间隙变大的值。口按照该准则，只要保证芯块-包壳间隙不变大，棒内压可高于冷却剂的压力。有的公司根据各自的经验，对寿期未末燃料棒内压，近期提出了具体较高的限值。如三菱公司为19.7MPa，西门子公司为冷却剂压力+5.6MPa。（11）在反应堆额定功率运行工况下，燃料棒内每立方厘米自由热空间的当量水含量应低于2mg。所谓自由热空间包括轴向气腔、芯块-包壳环形间隙、芯块碟形空间和芯块开口孔体积口用于防止燃料棒锆锡合金包壳一次氢化破损。当时运行经验表明燃料棒内每立方厘米自由冷和热空间的当量水含量分别低于2和2.5mg，不会发生一次氢化破损。16/59
PART 2 16/59 2.1 热工水力准则 燃料棒设计准则 （10）在整个设计寿期内，燃料棒内压应低于能使燃料芯块-包壳接触后重 新出现径向间隙或者使间隙变大的值。 按照该准则，只要保证芯块-包壳间隙不变大，棒内压可高于冷却 剂的压力。有的公司根据各自的经验，对寿期末燃料棒内压，近 期提出了具体较高的限值。如三菱公司为19.7MPa，西门子公司 为冷却剂压力+5.6MPa。 （11）在反应堆额定功率运行工况下，燃料棒内每立方厘米自由热空间的 当量水含量应低于2mg。所谓自由热空间包括轴向气腔、芯块-包壳 环形间隙、芯块碟形空间和芯块开口孔体积。 用于防止燃料棒锆锡合金包壳一次氢化破损。当时运行经验表明， 燃料棒内每立方厘米自由冷和热空间的当量水含量分别低于2和 2.5mg，不会发生一次氢化破损