07核电厂堆芯的安全设计3、2、3二氧化碳由于二氧化碳的密度和中子吸收截面均较小，其温度和压力变化对反应性的影响可以忽略。

3、3慢化剂慢化剂的选择和燃料在慢化剂中的配置，应以中子经济性最佳化的需要（及由此引起的燃料耗用量最佳化的需要）和满足工程上的要求为依据。

主要堆型采用轻水、重水或石墨作为慢化介质。

3、3、1轻水轻水在压水堆和沸水堆中都同时用作慢化剂和冷却剂。

这两种功能不能机械地分割。

因此3、2和3、2、1中关于添加剂、反应性特性、辐照效应等方面的讨论对二者都适用的。

3、3、2重水在重水冷却和慢化的压力管型反应堆中，慢化剂和冷却剂之间有排管容器的排管和压力管把慢化剂和冷却剂分隔开。

有时，慢化剂可能含有可溶性中子吸收剂，用于反应性控制或停堆后的反应性抑制。

慢化剂还用于冷却各种反应堆构件，如排管容器本身，仪表支承结构、反应性控制装置及其导向管。

尽管压力管和排管破裂的可能性极小，但不能完全排除此种可能。

发生爆管致使重水冷却剂射入慢化剂区域时，部分慢化剂被冷却剂所取代。

如慢化剂中含有吸收剂而冷却剂不含吸收剂，发生上述替代时堆芯反应性就有可能上升。

停堆系统的设计必须提供手段使得在发生这一事故时仍能保持停堆状态。

反应堆的结构设计中必须考虑慢化剂的流动和温度（例如水力、温差等）的影响。

在重水冷却和慢化的压力容器型反应堆中，堆芯区的慢化剂与冷却剂由冷却通道分隔。

然而，冷却剂和慢化剂回路可根据电厂的运行工况（如功率运行或余热排出）分隔或连通。

在功率运行时，慢化剂通过少量压力补偿孔和冷却剂连通，慢化剂的运行压力和冷却剂相同，而温度则低于冷却剂。

慢化剂温度系由一个独立的高压冷却系统保持，在余热排出运行工况下，冷却剂和慢化剂互相连通，两者的压力、温度或液体毒物浓度均无差异。

在重水慢化剂中，氚的比放射性会积累得很高，因此慢化剂系统的设计中必须考虑当慢化系统出现大破口时氚化重水释放的可能性。

对慢化剂的辐照分解需要采取措施，以控制腐蚀并防止爆炸，详细的讨论见HAD102/08。

在某事故工况下，压力管型反应堆中慢化剂具有储存衰变热的能力。

3、3、3石墨改进型气冷堆采用石墨作慢化剂。

在这类反应堆中，石墨堆芯系由带有键槽系统的砌块组成，键槽系统保持栅格的对中，堆芯组件配置有约束结构，以保持其外形。

这种慢化剂的安全问题如下：（1）不得妨碍停堆装置插入堆芯和保持停堆状态。

为了证实满足这一条件，必须评价石墨使堆芯保持稳定位置的能力，而这种能力不会因下列影响而失效：温度；腐蚀；快中子损伤；辐照；尺寸变化。

假想的地震条件会影响石墨变形和强度特性的限值，因而必须加以考虑。

初始堆芯的慢化剂温度系数接近于零，典型情况是稍偏负值，所以冷态堆芯具有最大的反应性。

平衡堆芯状态下，大部分燃料通通中钚已有一定程度的积累，而且慢化剂温度系数为正值。

所以平衡堆芯的最大反应性状态与处于热运行温度的慢化剂有关，甚至对保持停堆工况的反应堆也是如此。

然而在瞬态工况时，慢化剂温度响应时间比燃燃的要慢。

燃料的温度系数是负的，所以就降低了慢化剂正温度系数的重要性；（2）放射性物质向冷却剂回路中的释放应尽可能保持于低的水平。

为了做到这点，应限制石墨中杂质（尤其是Mg、Cl和B）的含量；（3）应保证慢化剂在反应堆设计寿期内的完整性。

必须在CO2冷却剂中加入甲烷以防止腐蚀，但必须考虑到它的二次效应，并对CO含量加以控制；（4）石墨砌块上的气体分配钻孔和石墨砌块之间气流通道的设计，应为所有砌块提供适当份额的冷却剂，以限制初始堆芯和堆芯整个寿期内所有预计的砌块收缩和生长状态下石墨温度峰值。

3、4反应性控制手段本条讨论《规定》4、3所提及的正常运行时的反应性控制手段，有关停堆时的反应性控制将在本导则的3、6中讨论。

反应性控制手段必须具有安全地调节功率和功率分布的能力，包括补偿某些反应性变化（如氚浓度变化、冷却剂温度变化、燃料和可燃毒物的燃耗、预计的运行瞬态等引起的反应性变化）的能力，以保持反应堆工艺变量在规定的运行限值内。

所采用的仪表和控制系统必须满足HAD102/14的要求。

3、4、1反应性控制手段的类型不同类型的反应堆用于调节堆芯反应性和功率分布的反应性控制手段有如下几种类型：慢化剂温度（压力容器型重水堆）慢化剂液位（压力管型重水堆）；冷却剂流量（慢化剂密度）（沸水堆）；慢化剂或冷却剂中的可溶性吸收剂（压水堆、加压重水堆）；装在管子中的固态中子吸收棒或液体吸收剂（压水堆、沸水堆、改进型气冷堆、加压重水堆）；带有弥散的或离散的可燃毒物的燃料；燃料组件的轴向移动；换料和装料方式。

3、4、2最大反应性价值和反应性引人速率反应性控制装置的布置，分组、抽出速度和抽出程序，连同所采用的联锁系统，必须按能保证装置在任何可信的异常抽出都不致于造成燃料超过规定状态的要求设计。

必须限制反应性控制装置的最大反应性价值或提供联锁系统，以防止在出现压水堆的“弹棒”和沸水堆的“落棒”之类的事故工况时所引起的功率瞬变超过规定的限值。

这些限值的选择必须保证：a、可能引起放射性向冷却剂回路释放的燃料包壳的损坏；b、可能损坏堆芯结构并妨碍停堆装置顺利插入的熔融燃料和冷却剂相互作用的风险，处于一个可接受的低水平。

必要时，必须为每次换料后的堆芯作出控制装置的最大反应性价值的评价。

采用可溶性吸收剂，控制系统必须按堆芯吸收剂浓度的降低不会造成燃料超过规定状态的要求设计。

含硼酸的系统所有部分必须设计成能用某种方法防止硼酸沉积。

例如对含硼酸溶液的各种部件进行加热(见HAD102/08中的4、5)。

3、4、3整体功率和局部功率控制用反应性控制手段对堆芯功率进行整体或局部控制时，堆芯任何部位的燃料的线功率峰值和通道功率不得超过设计限值。

控制系统的设计必须考虑由氙振荡、冷却剂状态变化、堆内探测器位置变化和堆内探测器本身的特性变化引起的局部反应性变化所造成功率分布变化。

进一步的说明见3、8和附录II。

3、4、4可燃毒物的影响必须对堆芯可燃毒物燃耗引起的反应性增加作出评价，并使用其他反应性控制手段加以补偿。

为了保持慢化剂温度系数为负值，设计人员可以减少慢化剂中所需吸收剂的数量，通过增加燃料中的可燃毒物以弥补所要求的吸收效果，可燃毒物还能用于展平功率分布和减少燃料燃耗期间反应性变化。

3、4、5辐照效应反应性控制手段的设计中必须考虑到辐照效应，诸如燃耗、物理性能的变化、气体产生和液体回路边界的污染。

3、5堆芯监测系统须提供监测仪表来监测堆芯参数，诸如堆芯功率（水平、分布和短时变化），冷却剂和慢化剂的物理状态和反应性控制手段的状态，以便能采取必要的纠正行动。

必须监测冷却剂中裂变产物的放射性水平，以验证其不超过设计限值。

有些设计采用能够在功率运行时指出破损燃料组件位置的系统。

破损燃料位置监测装置对采用带负荷换料的堆芯特别有效，因为有可能较容易地取出破损的燃料，从而使冷却剂的放射性保持于低水平。

破损燃料监测装置的另一优点是能给出冷却剂流道堵塞或其他实体损坏的早期警报。

所有监测系统的精度、响应速度、量程和可靠性必须与其所执行的功能相适应（见安全导则HAD102/14《核电厂保护系统和有关设施》和安全导则HAD102/14《核电厂安全有关的仪表和控制系统》），必要时监测系统还必须附设能进行连续或定期试验的设施。

对事故监测方面的指导见HAD102/14中的4、9、3。

大的堆芯中，可能有必要采用堆内中子探测器或γ温度计对功率的空间分布进行监测。

为保证足够的安全裕度而在堆芯内的部位测量局部功率，并提供燃料最佳利用的数据。

在此种情况下，探测器测点应按下述原则布置，即尽可能减少当局部功率密度超标时而又未探测到的可能性。

为安全目的，在不同部位进行监测的参数有：中子通理；冷却剂温度；水位；系统压力；冷却剂的放射性。

从上述监测到参数可推导出其他一些与安全有关的参数，例如：中子通量倍增时间；中子通量变化率；堆芯内通量差；反应性；跨越堆芯的过冷度。

监测参数的选择取决于反应堆的类型。

根据HAD102/10和HAD102/14的要求，设计必须保证信号及其传递线路具有必要的多重性、多样性和独立性。

在有些反应堆启动期间，采用通量测量系统与反应性控制装置联锁相组合，以保证对特定的通量范围选用最合适的监测装置。

在反应堆启动时，特别是首次启动时，中子通量远远低于满功率运行时的通量，所以需要用更为灵敏的、临时的中子探测器来监测中子通量。

为使中子通量水平提高到启动中子通量监测器的量程之内还可能需要使用中子源。

中子源的设计必须保证：中子源在其计划寿期内有良好的功能；中子源与燃料组件及其支承结构相容。

中子噪声和噪声的分析对堆芯部件的松动零件和早期的机械失效可提供有用的信息。

3、6反应堆停堆手段本条论述在运行工况或事故工况下使反应堆进入并保侍在次临界状态的手段（见《规定》4、4）。

必须提供手段用以保证堆芯在一个对堆芯反应性有最大影响的停堆装置不能插入堆芯时的最大反应性状态下，能使反应堆进入次临界并保侍在次临界状态。

对于运行工况和事故工况，燃料和反应堆冷却剂系统压力边界都不得超过规定的状态。

如《规定》所要求，反应堆停堆手段必须包括两种不同的系统，每种系统在发生单一故障时都能执行其功能，其中至少有一个系统必须能独自使反应堆从运行工况和事故工况进入次临界状态，并具有足够的停堆深度，它的作用在和其他系统的工作相结合时，可防止燃料发生不可接受的损坏。

此外，即使在堆芯处于最大反应性状态时，至少有一个系统必须能单独使堆芯从正常运行工况进入次临界，并在事故停堆后，在足够长的时间内保持停堆状态。

为了适应长期保持停堆状态的要求，必须查明在停堆工况下能增加反应性的各种预定的操作，诸如维修和换料操作时吸收体的移动，以保证考虑到了堆芯的最大反应性状态。

设计停堆系统时，必须认识预计运行事件后及在事故工况对停堆的重要性。

因此，设备设计必须具有必要的可靠性，以便能在所有假设始发事件进行停堆，以满足安全要求。

为了按要求完成安全停堆必须使停堆系统与电厂工艺系统和控制系统具有必要的独立性并能防御假设始发事件引起的后果，以便能按要求进行停堆。

停堆手段的设计必须尽可能符合故障安全原则，并使之具有此类安全系统所需的高度可靠性。

如果保持停准系统的操作是手动或部分手动的，则必须满足手动操作的先决条件（见HAD102/08中的7、3、2）。

停堆手段可部分用于正常运行时的反应性控制和通量整形（见 3、4）。

这种正常运行时的使用不得危及停堆系统的功能，更详细的讨论见HAD102/10中的7、8、4。

3、6、1停堆手段的类型不同类型的反应堆可采用不同的手段把负反应性引入反应堆堆芯，这些手段包括：在慢化剂中注入硼；在慢化剂中注入钆；注入氮；慢化剂排放；不锈钢棒、管或字形棒中装入硼和镉；锆合金导管中装入铪棒和钢棒；注入硼玻璃珠；管中装入液态吸收剂。