ICS 27.120.10 EJ F63 备案号：48414—2015 中华人民共和国核行业标准 EJ/T20046—2014 钠冷快中子增殖堆设计准则 热工流体力学设计 Design criteria for sodium cooled fast breeder reactor Thermal-hydraulic design 201411-17发布 2015一02一01实施 国家国防科技工业局 发布 EJ/T 20046—2014 前言 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：中国原子能科学研究院。 本标准主要起草人：刘一哲、张佳、许义军、周志伟。 EJ/T20046—2014 钠冷快中子增殖堆设计准则 热工流体力学设计 1范围 本标准规定了钠冷快中子增殖堆热工流体力学设计的基本原则。 本标准适用于钠冷快中子增殖堆堆芯的热工流体力学设计。 2规范性引用文件 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/T4960核科学技术术语 3术语及定义 GB/T4960确立的术语和定义适用丁本标准。 4设计原则 4.1目的 反应堆热工流体力学设计的总目标，是为反应堆提供与堆芯产生热量能力相匹配的传热能力，并为 二回路系统提供合理的一间路系统压力、温度等热工参数。 4.2安全基准 设计的安全基准如下： a）在正常运行状态下，应保证燃料元件和堆内构件能得到充分冷却：燃料温度和包壳温度与它们 的设计限值之间应有足够的裕度； b）在正常运行和预计运行事件下，应保证堆芯燃料元件不产生传热破损；对可能出现的随机破损， 亦能保证不超过1次钠净化系统许可能力所限定的范围，必要时允许反应堆保护性停堆，但在 采取纠正措施后能较快地恢复运行； c）在设计基准事故1况下，堆芯燃料元件破损总量不超过允许份额，应保证反应堆能安全停堆并 顺利排出堆芯余热： d）在严重事故工况下，堆芯可能有较多的燃料元件发生破损，应确保反应堆能安全停堆，并维持 在次临界状态；确保堆芯有可冷却的几何条件，并顺利排出堆芯余热。 5设计限值的确定原则 5.1原则概述 确定热工流体力学参数的设计限值时，应满足安全性要求，并充分考虑所有决定和影响设计限值的 因素。 5.2设计限值的决定因素 反应堆热工流体力学设计参数的限值的确定应考虑下列几方面的因素： a）燃料元件破损限值； b）事故分析裕量； c）各种误差和不确定性； d）其它设计裕量。 5.3设计限值的影响因素 反应堆热工流体力学设计中，至少应考虑下列误差和不确定性对设计限值的影响，包括： 1