路径: 主页 > GB/T > 第748页 > GB/T 47511-2026 | 标准编号 | GB/T 47511-2026 (GB/T47511-2026) | | 中文名称 | 压水堆核电厂堆芯燃料管理模式变更的安全论证要求 | | 英文名称 | Safety verification requirements for changes in core fuel management mode of pressurized water reactor nuclear power plant | | 行业 | 国家标准 (推荐) | | 中标分类 | F65 | | 国际标准分类 | 27.120.20 | | 字数估计 | 14,130 | | 发布日期 | 2026-04-30 | | 实施日期 | 2026-11-01 | | 发布机构 | 国家市场监督管理总局、国家标准化管理委员会 | GB/T 47511-2026: 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 英文版: Safety verification requirements for changes in core fuel management mode of pressurized water reactor nuclear power plant
中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准
ICS 27.120.20CCS F 65
压水堆核电厂堆芯燃料管理模式
变更的安全论证要求
2026⁃04⁃30 发布
2026⁃11⁃01 实施
国 家 市 场 监 督 管 理 总 局
国 家 标 准 化 管 理 委 员 会 发 布
目 次
前言··························································································································Ⅲ
1 范围·······················································································································1
2 规范性引用文件········································································································1
3 术语和定义··············································································································1
4 符号和缩略语···········································································································1
5 概述·······················································································································1
6 安全论证通用要求·····································································································2
7 安全论证内容要求·····································································································2
7.1 堆芯燃料管理与核设计·························································································2
7.2 事故分析、燃料及系统验证所需参数·········································································3
7.3 堆芯功率能力验证·······························································································6
7.4 反应堆热工水力设计····························································································6
7.5 保护参数与定值评价····························································································6
7.6 堆芯余热计算·····································································································6
7.7 事故分析与放射性后果评价···················································································6
7.8 燃料设计验证·····································································································8
7.9 系统容量分析·····································································································8
7.10 一回路水化学论证······························································································8
7.11 乏燃料贮存水池临界安全分析···············································································8
7.12 设备运维周期影响分析························································································8
7.13 其他分析与论证内容···························································································9
7.14 核电厂文件与模拟机参数修改···············································································9
前 言
本文件按照 GB/T 1.1-2020《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。
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。
本文件由全国核能标准化技术委员会（SAC/TC 58）提出并归口。
本文件起草单位：成都核总核动力研究设计工程有限公司、生态环境部核与辐射安全中心、核工业
标准化研究所、中国核动力研究设计院、中核运维技术有限公司、大亚湾核电运营管理有限责任公司、
上海核工程研究设计院股份有限公司。
本文件主要起草人：王丹、李冬生、关仲华、廖鸿宽、李天涯、何彩云、李斌、别业旺、吴飞飞、王青、
王冉旭、陈长、刘同先、黄代顺、潘泽飞、蔡光明、高景辉、王丽华。
压水堆核电厂堆芯燃料管理模式
变更的安全论证要求
1 范围
本文件规定了压水堆核电厂反应堆堆芯燃料管理模式变更的安全论证要求。
本文件适用于压水堆核电厂反应堆堆芯燃料管理模式变更的安全论证。
4 符号和缩略语
下列符号和缩略语适用于本文件。
FQ：热流密度峰因子
F NΔH：核焓升热通道因子
pH：氢离子浓度指数
ATWS：未能紧急停堆的预期瞬态（Anticipated transients without scram）
DNBR：偏离泡核沸腾比（Departure from nucleate boiling ratio）
FSAR：最终安全分析报告（Final safety analysis report）
LOCA：冷却剂丧失事故（Loss of coolant accident）
PCI：燃料芯块与包壳相互作用（Pellet⁃cladding interaction）
RCCA：控制棒组件（Rod cluster control assembly）
5 概述
压水堆核电厂反应堆堆芯燃料管理模式变更是指下列一项或多项的组合。
a） 堆芯燃料循环长度变更。例如，堆芯燃料换料周期由 12 个月变更为 18 个月或 24 个月。
b） 新入堆的燃料组件初始燃料富集度变更。例如，新入堆的燃料组件由一种较低的燃料富集度
变更为一种或多种较高的燃料富集度。
c） 新堆芯燃料组件装载模式变更。例如，由高中子泄漏堆芯变更为低中子泄漏堆芯。
d） 新入堆燃料组件的结构与材料的改变使中子学或热工水力学性能变更。例如，两种或多种几
何相容但中子学或热工水力学性能存在显著差异的燃料组件装载构成“混合堆芯”。
e） 其他对既定堆芯燃料管理模式发生偏离的变更。例如，单循环或多循环的灵活性堆芯燃料管
理模式改变、长期低功率运行、延伸运行、控制棒或可燃毒物棒配置改变、某些特定适配材料
的辐照考验等，必要时也可参考本文件的规定开展安全论证。
6 安全论证通用要求
6.1 压水堆核电厂反应堆堆芯燃料管理模式变更，将导致最终安全分析报告（FSAR）的初始假设与设
计输入随之变化，有可能给 FSAR 的分析结果或结论以及其他相关文件带来影响。
6.2 核电厂营运与设计单位应依据核安全相关要求与审评原则开展安全论证工作，向国家核安全监
管部门提交堆芯燃料管理模式变更申请及相关分析报告。
堆芯燃料管理模式变更的论证应满足（但不限于）下列通用要求与相关内容。
a） 在堆芯燃料管理模式变更的整个设计过程中，进行全面的安全评价，以保证在核电厂运行寿
期内的各个阶段满足设计安全要求。
b） 按照核安全法规要求选取初始条件与假设条件，包括但不限于：
1） 反应堆热功率与安全分析涉及的热工参数（例如冷却剂流量等），并考虑测量误差；
2） 停堆特性，例如，最长的停堆延迟时间，以及具有最大价值的一束控制棒卡在堆芯外部；
3） 堆芯中子学参数，使慢化剂温度反应性系数、多普勒（Doppler）功率与温度反应性系数、
空泡反应性系数、堆芯轴向功率分布和径向功率分布等组合最为不利；
4） 保护参数与整定值中的仪表允许误差；
5） 反应堆冷却剂系统和辅助系统的响应、反应堆保护系统功能特性和运行特性、操纵员干
预动作、最不利的单一故障等。
c） 采用经国家核安全监管部门认可的安全分析软件，其分析方法、数学模型和计算机软件应是
经过验证的、合理的、适用的，与所用设计输入以及其他配套计算软件是自洽的，其计算精度
满足工程设计的要求。
d） 分析应覆盖足够的代表性或包络性工况或状态点，并根据工况分类选择相应的验收准则。
e） 分析结果包括堆芯核功率及热流密度、反应堆冷却剂温度与压力、燃料棒包壳和燃料芯块峰
值温度、最小偏离泡核沸腾比（DNBR）、燃料棒烧毁份额以及由此造成的放射性后果等。
7 安全论证内容要求
7.1 堆芯燃料管理与核设计
7.1.1 当燃料管理模式变更时，宜综合考虑机组实际配置和外部需求，并依据以下条件确定核电厂反
应堆各燃料循环堆芯装载方案：
a） 新燃料组件的类型及燃料富集度；
b） 每个燃料循环堆芯装入的新燃料组件数量；
c） 新燃料组件装载方式（例如“低泄漏”堆芯装载模式）；
d） 可燃毒物类型、设置与数量；
e） 堆芯燃料循环长度；
f） 灵活运行方式；
g） 反应堆主要运行参数。
7.1.2 根据堆芯燃料管理模式进行的核设计应满足（但不限于）下列设计限值：
a） 核焓升热通道因子（F NΔH）设计限值；
b） 热流密度峰因子（FQ）设计限值；
c） 慢化剂温度反应性系数限值；
d） 最小停堆裕度限值；
e） 燃料组件和/或燃料棒最大燃耗限值；
f） 堆芯功率能力要求。
7.2 事故分析、燃料及系统验证所需参数
7.2.1 通则
当堆芯燃料管理模式变更时，事故分析、燃料及系统验证所需参数应根据堆芯燃料管理模式变更
的特点和要求来确定，典型参数通常包括：
a） 通用关键安全参数；
b） 特定关键安全参数；
c） 正常运行瞬态分析所需参数；
d） 燃料棒和燃料组件设计验证所需参数；
e） 系统论证所需参数；
f） 冷却剂丧失事故（LOCA）长期瞬态受硼浓度影响分析所需参数；
g） 衰变热计算所需参数；
h） 燃料芯块与包壳相互作用（PCI）分析所需参数；
i） 未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）分析所需参数。
7.2.2 通用关键安全参数
典型的通用关键安全参数包括：
a） 慢化剂温度（或密度）反应性系数最大值和最小值；
b） 多普勒温度反应性系数最大值和最小值；
c） 多普勒功率系数最大值和最小值；
d） 有效缓发中子份额最大值和最小值；
e） 瞬发中子寿命最大值；
f） 典型燃耗步主控制棒组或温度调节棒组最大微分价值；
g） F NΔH 随堆芯功率水平的变化；
h） 归一化停堆反应性引入最小值。
7.2.3 特定关键安全参数
下列事故所需典型的特定关键安全参数（含部分重要的通用关键安全参数，可根据核电厂反应堆
系统的设计特点和要求增加其他需要论证的事故并合理选取特定关键安全参数）包括以下内容。
a） 硼稀释事故：
1） 最大初始可溶硼浓度；
2） 反应堆停堆时次临界度；
3） 最大硼微分价值。
b） 控制棒落棒事故（对应典型燃耗步）：
1） 不同控制棒束组合落棒时的控制棒积分价值；
2） 不同控制棒束组合落棒时的 F NΔH 随落棒反应性的变化；
3） 多普勒功率系数最大值和最小值；
4） 有效缓发中子份额最大值。
c） 次临界或低功率启动工况下控制棒组失控提出事故：
1） 提出棒微分价值；
2） F NΔH 最大值；
3） FQ最大值；
4） 缓发中子份额最大值；
5） 瞬发中子寿命最大值。
d） 功率运行工况下单束控制棒失控提出事故：
1） 提出棒积分价值；
2） F NΔH 最大值；
3） FQ最大值。
e） 控制棒弹出事故：
1） 各典型功率水平下的最大弹棒价值；
2） 各典型功率水平下弹棒后的 F NΔH 和 FQ最大值；
3） 多普勒温度反应性系数；
4） 慢化剂温度反应性系数；
5） 有效缓发中子份额；
6） 瞬发中子寿命。
f） 主蒸汽管道破裂事故：
1） 慢化剂密度系数最大绝对值；
2） 多普勒温度反应性系数最大绝对值；
3） 多普勒功率亏损最小绝对值；
4） 硼微分价值最小绝对值；
5） 最小停堆裕度。
7.2.4 功率运行下控制棒组失控提升事故
所需参数包括以下内容。
a） 反应性系数，对每一种反应性引入速率，应分析如下列所示最大反应性反馈和最小反应性反
馈两种情况，以覆盖堆芯寿期内可能出现的情况：
1） 最小反应性反馈：假定慢化剂密度系数为最小值（0），多普勒功率系数为最小绝对值；
2） 最大反应性反馈：假定慢化剂密度系数为最大值，多普勒功率系数为最大绝对值。
b） 反应性引入速率，所分析的最大正反应性引入速率应大于具有最大组合价值和最大重叠的两
个控制棒组以最大速度同时抽出引起的反应性引入速率。
c） 停堆裕量，应假定具有最大价值的一束控制棒组件（RCCA）卡在堆芯顶部，使紧急停堆后引
入的负反应性最小，导致次临界度也最小；此外，还应采用保守的负反应性引入随时间变化的
曲线。
d） 堆芯轴向功率分布，应采用包络的轴向功率分布来计算 DNBR。
7.2.5 冷却剂泵转子卡住事故
所需参数包括以下内容。
a） 反应性系数。应假定为：
1） 慢化剂温度反应性系数为最小绝对值（0），使达到最小 DNBR 时的热流密度最大；
2） 多普勒功率系数为最大绝对值，多普勒温度反应性系数为最小绝对值，使达到最小 DNBR
时的热流密度最大。
b） 停堆反应性引入。应假定具有最大价值的 RCCA 卡在堆芯外面，使停堆后引入的负反应性
最小，最终的次临界度最小，并应采用保守的负反应性引入随时间变化的曲线。
7.2.6 正常运行瞬态分析
所需参数包括：
a） 有效缓发中子份额最大值和最小值；
b） 瞬发中子寿命最大值。
7.2.7 燃料棒和燃料组件设计验证
所需参数包括：
a） 燃料棒功率运行史；
b） 功率瞬变限值，包括与燃耗相关的局部功率最大值和局部功率变化最大值；
c） 燃耗与中子注量的关系；
d） 燃料棒燃耗的归一化因子分布；
e） 燃料组件轴向功率分布；
f） 燃料组件最大燃耗；
g） 燃料组件所受水力载荷。
7.2.8 系统论证
所需参数包括：
a） 用于硼和水补给系统容量验证的堆芯不同状态下硼浓度；
b） 用于硼回收系统容量验证的堆芯最小硼浓度；
c） 反应堆换料及维修时换料水箱的最小硼浓度。
7.2.9 受堆芯硼浓度影响的 LOCA长期瞬态分析
所需参数为：LOCA 长期效应的初始和末期堆芯硼浓度。
7.2.10 衰变热计算
所需参数包括：
a） 燃料组件批次；
b） 初始燃料富集度和初始铀装量；
c） 每批燃料组件燃耗史（包括燃料循环长度、比功率、辐照历史等）；
d） 系统相关参数（包括乏燃料贮存水池的贮存能力、卸料时间等）。
7.2.11 PCI分析
所需参数包括：
a） 燃料棒燃耗和初始功率；
b） 堆芯功率分布。
7.2.12 ATWS分析
所需参数包括：
a） 有效缓发中子份额最大值和最小值；
b） 瞬发中子寿命最大值；
c） 慢化剂温度反应性系数和/或慢化剂密度反应性系数。
7.3 堆芯功率能力验证
对于设置了超温 DT 保护和超功率 DT 保护的反应堆系统，应模拟燃料管理模式变更后的所有燃
料循环堆芯，验证下列与堆芯功率能力相关的内容：
a） LOCA 包络线；
b） 参考轴向功率分布的适用性和 DNBR 裕量；
c） 燃料熔化限值；
d） 功率裕量；
e） 燃料棒准则（必要时）。
对于已具备核级堆内功率分布在线监测或保护的反应堆系统，堆芯功率能力验证可根据 FSAR 的
要求进行。
7.4 反应堆热工水力设计
应根据燃料管理模式变更后的工况进行反应堆热工水力设计，验证下列与热工水力相关的内容：
a） DNBR；
b） 燃料棒温度；
c） 堆芯冷却剂流量；
d） 水力学稳定性。
7.5 保护参数与定值评价
应对保护参数和保护定值进行评价。通常应进行下列论证：
a） 根据燃料管理模式变更后的事故分析、燃料及系统验证结果，确定堆芯物理限值线；
b） 根据燃料管理模式变更后的事故分析、燃料及系统验证结果，确定保护参数与定值；
c） 如果参数与保护定值发生改变，应对燃料管理模式变更后的运行瞬态进行裕量计算与论证。
7.6 堆芯余热计算
应根据燃料管理模式变更后的中子学参数计算反应堆停堆后的堆芯余热，用于系统容量论证和事
故分析。
7.7 事故分析与放射性后果评价
7.7.1 通则
事故分析与放射性后果评价，其论证范围应涵盖 FSAR 中分析的事故，使用 7.2 提供的参数和其
他设计输入数据，并充分考虑其保守性要求。
7.7.2 事故分析
7.7.2.1 对于燃料管理模式变更后的特定事故关键安全参数存在变化或超出原 FSAR 假设边界的典
型事故，开展事故分析评价，确认事故后果满足安全限值。需采用特定事故关键安全参数进行分析的
典型事故包括：
a） 硼稀释事故分析；
b） 控制棒落棒事故分析；
c） 次临界或低功率启动工况下控制棒组失控提出事故分析；
d） 功率运行工况下单束控制棒失控提出事故分析；
e） 控制棒弹出事故分析；
f） 主蒸汽管道破裂事故分析；
g） 功率运行时棒组失控提出事故分析；
h） 燃料组件错装载事故分析；
i） LOCA 事故分析；
j） 非 LOCA 事故分析；
k） 质能释放计算及安全壳响应分析。
7.7.2.2 对于不受燃料管理模式变更影响的或已被受影响的事故分析所覆盖的 FSAR 其他事故，应将
其工况及假设条件与 FSAR 进行比较，并综合考虑事故分析方法、堆芯功率分布及其他假设条件的变
化情况，证明这些事故不需再作详细的分析。可采用基于包络分析的通用关键安全参数对这些事故进
行评价，......
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