《压水堆核电厂堆芯燃料管理模式变更的安全论证要求》GB/T 47511—2026

本标准针对压水堆核电厂堆芯燃料管理模式变更，规定了安全论证的通用要求与内容要求，适用于换料周期调整、燃料富集度变更、装载模式改变、混合堆芯及灵活性运行等情形。安全论证以最终安全分析报告的设计输入和假设复核为主线，覆盖核设计、事故分析、热工水力、燃料验证与系统容量等环节。

变更情形的界定

堆芯燃料管理模式变更包括燃料循环长度调整、新入堆组件初始富集度变化、堆芯装载模式改变、组件结构与材料改变导致中子学或热工水力学性能变化，以及其他偏离既定模式的变更，如灵活性运行、长期低功率运行、延伸运行、控制棒或可燃毒物棒配置改变等。

安全论证通用要求

变更将引起最终安全分析报告初始假设与设计输入变化，营运与设计单位应依据核安全要求开展论证并向国家核安全监管部门提交申请及分析报告。初始条件与假设应涵盖反应堆热功率与热工参数、停堆特性、最不利中子学参数组合、仪表允许误差、系统响应与单一故障等；安全分析软件须经认可并经验证，分析应覆盖代表性或包络性工况，结果包括核功率、热流密度、包壳与芯块峰值温度、最小偏离泡核沸腾比、燃料棒烧毁份额及放射性后果等。

安全论证内容要点

核设计须满足核焓升热通道因子、热流密度峰因子、慢化剂温度反应性系数、最小停堆裕度、最大燃耗及堆芯功率能力等设计限值。事故分析按特定关键安全参数与通用关键安全参数两类推进：前者针对硼稀释、控制棒落棒、弹棒、主蒸汽管道破裂、失控提升与冷却剂泵转子卡住等事故逐项分析；后者用于确认给水系统故障、外部负荷丧失、小破口失水等事故的最终安全分析报告结论仍然有效。此外还涵盖堆芯功率能力验证、热工水力设计、保护定值与参数评价、堆芯余热计算、燃料设计验证、系统容量分析、一回路水化学论证、乏燃料贮存水池临界安全分析及设备运维周期影响分析。

文件与模拟机修改

应根据变更后的事故分析及论证结果，修改电厂执照文件，包括最终安全分析报告、运行技术规格书、装换料大纲，以及运行和维修程序；模拟机配置应同步调整，以适用于新的燃料管理模式。必要时可补充核素积存量分析与环境影响评价。