ICS27.120. 20 CCS F69 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20057.3-2023 代替NB/T20057.3-2012 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第3 部分：燃料组件 PWR nuclear power plants reactor system design-Core-Part3:Fuel assembly 2023-10-11发布 2024-04-11实施 国家能源局 发布
NB/T 20057.3-2023 目次 前言 1范围 2规范性引用文件 3术语和定义 4总要求， 5燃料棒设计准则， 5.1总则.... 5.2工况1、工况ⅡI下的燃料棒设计准则 5.3工况III、工况IV下的燃料棒设计准则 6燃料组件设计准则 6.1总则. 6.2燃料棒的定位， 6.3尺寸的变化 6.4流体的作用， 6.5导向管和仪表管 6.6结构稳定性... 6.7防异物设计.
6.8可拆卸设计.... 6.9工况1、工况I部件的强度设计 6.10工况ⅢI、工况IV部件的强度设计 6.11定位格架临界屈曲载荷的确定 6.12非运行载荷.. 6.13燃料组件的互换性 6.14操作、运输和装卸的接口. 6.15燃料组件的标识... 准信息服务平台
NB/T 20057.3-2023 前言 本文件按照GB/T1.1一2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定 起草.
本文件是《压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯》的第4部分.
NB/T20057已经发布了以下部分： 第1部分：核设计： 第2部分：热工水力设计： 第3部分：燃料组件： 第4部分：燃料相关组件.
本文件代替了NB/T20057.3-2012《压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第3部分：燃料组件》，与 NB/T20057.3相比，主要技术变化如下： a）增加了术语与定义（见第3章）； b）增加了“燃料棒在设计过程中应遵守本章规定”（见5.1）： c）删除了“除非特别注明，本章各条适用于工况1、工况11.
”（见2012版的4.1）： d）更改了包壳应变准则的描述（见5.2.4，见2012版的4.5）； （ 更改了包壳温度准则和包壳腐蚀准则（见5.2.7，见2012版的4.7和4.8）： f 更改了燃料棒弹簧准则中的描述（见5.2.9，见2012版的4.10）： g）增加了工况III，工况IV下的燃料棒设计准则（见5.3）； h) 更改了尺寸变化的描述（见6.3，见2012版的5.4）： 更改了设置导向管和仪表管的描述（见6.5，见2012版的5.6） j）增加了可拆卸设计的要求（见6.8）； k）修改了定位格架受力要求的描述（见6.11，2012版的5.11）： 1）增加了“设计过程中需考虑防止装料和卸料时组件间的钩挂”（见6.13）； m）增加了“标识应该在辐照后清晰可见”（见6.15） 请注意本文件的某些内容可能涉及专利.
本文件的发布机构不承担识别专利的责任.
本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出.
本文件由核工业标准化研究所归口.
本文件起草单位：中国核动力研究设计院 本文件主要起草人：邢硕李云张坤茹俊吕亮亮李华蒲曾坪周毅刘振海高士鑫 -1988年首次发布文EJT323，1998年第一次修订： -2012年第二次修订为NB/T20057.3； 准信息服务平台 -本次为第三次修订.
II
NB/T 20057. 3-2023 压水堆核电厂反应堆系统设计堆芯第3部分：燃料组件 1范围 本文件规定了压水堆核电厂反应堆系统设计中堆芯燃料组件的设计准则.
本文件适用于锆合金作为包壳管、UO芯块和（或）UO-Gd0芯块或涂ZrB的UO芯块作为燃料的压 水堆核电厂燃料组件的设计，采用其他包壳和燃料材料的燃料组件设计亦可参考执行.
2规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款.
其中，注日期的引用文件， 仅该日期对应的版本适用于本文件：不注日期的引用文件，其最新版本（包括的修改单）适用于本 文件.
GB/T4960.3-2010核科学技术术语第3部分：核燃料与核燃料循环 NB/T20035-2011压水堆核电厂工况分类 3术语和定义 GB/T4960.3-2010界定的以及下列术语和定义适用于本文件.
3. 1 燃料组件fuelassembly 组装在一起并且在堆芯装料和卸料过程中不拆开的一组燃料元件.
3. 2 燃料棒fuelrod 反应堆内以核燃料作为主要成分的结构上独立的最小构件，形状为棒状， 3.3 控制棒controlrod 反应堆内以中子吸收体为主要成分的结构上独立的最小构件，形状为棒状.
3.4 定位格架spacergrid 燃料组件中保持燃料棒之间一定间距，并为燃料棒提供横向支撑（有时也提供轴向支撑）的构件. 3.5 导向管guide-thimble 燃料组件骨架中供控制棒、可燃毒物棒、中子源棒或阻力塞棒插入，并为控制棒运动起导向和快速 落棒起水力缓冲作用的管状构件.
3. 6 仪表管Instrument-thimble 燃料组件骨架中为堆芯中子探测器提供通道的管状构件.
3. 7 屈服强度yieldstrength 当金属材料呈现屈服现象时，在试验期间达到塑性变形发生而力不增加的应力点.
应区分上屈服强 度和下屈服点.
3.8 抗拉强度tensilestrength 相应最大力对应的应力.
注1：对于无明显屈服（不连续屈服）的金属材料，为试验期间的最大力： 注2：对于有不连续屈服的金属材料，在加工硬化开始之后，试样所承受的最大力.
NB/T 20057. 3-2023 4总的要求 本文件所涉及的运行及事故工况分类见NB/T20035-2011（2014RK）.
按本文件设计的燃料组件与燃料相关组件、及反应堆控制系统、保护系统、应急堆芯冷却系统等一 起应保证： 在工况1、工况Ⅱ下，燃料组件在设计寿期内不发生预期的包壳破损：可能发生的少量包壳 的随机破损，其所释放的放射性物质也应在净化系统的净化能力之内，并符合核电厂设计基 准： 在工况Ⅲ下，堆芯中破损燃料棒数不应超过燃料棒总数的一个小的份额： 在工况IV后，燃料棒的破损不应对公众健康和环境造成超过标准的危害，堆芯应保持可冷却 的几何形状，反应堆应处于次临界状态.
5燃料棒设计准则 5.1总则 燃料棒在设计过程中应遵守本章规定.
5.2工况1、工况Ⅱ下的燃料棒设计准则 5.2.1包壳自立准则 寿期初功率运行时最大冷却剂压力下和热态水压试验中，燃料棒包壳应能保持周向稳定性.
5.2.2包壳端变塌准则 在整个设计寿期内，燃料棒包壳不应发生端变坍塌.
5.2.3包壳应力准则 在整个设计寿期内，包壳的体积平均有效应力不应超过考虑了温度和中子辐照影响的包壳屈服强度.
5.2.4包壳应变准则 在整个设计寿期内，稳态运行时，从辐照初期算起的包壳周向拉伸应变（塑性应变和端变）通常应 低于1%：对每一瞬态事件，从当时稳态工况算起包壳周向拉伸应变的变化（弹性、塑性应变和螨变）通 常不应超过1%.
5.2.5包壳疲劳准则 燃料棒包壳累积的应变疲劳损伤因子应满足下式： 式中： n：i模式下的循环次数： N：i模式下允许的循环次数.
允许循环次数取下列较小者： 一一在实际应力幅下达到破坏时的循环数除以20： 一一在2倍实际应力幅下达到破坏时的循环数.
5.2.6包壳磨蚀准则 设计寿期末，包壳磨蚀深度应小于包壳名义壁厚的10%.
5.2.7包壳腐蚀相关准则 2
