《核动力厂堆芯管理和燃料装卸》编写说明.doc

附件一：

《核动力厂堆芯管理和
燃料装卸》编写说明
（征求意见稿）

《核动力厂堆芯管理和燃料装卸》编写说明

一．编写工作背景
随着科学技术的进步以及国际核工业界在核动力厂安全运行和管理经验方面的积累，IAEA全面地开展了对核动力厂安全法规的修订工作。新的安全要求文件No. NS-R-2《Safety of Nuclear Power Plant: Operation》于2000年正式出版，它是对1988年出版的原安全规定文件No.50-C-O（Rev.1）《Code on the Safety of Nuclear Power Plant: Operation》的正式修订。随后，IAEA陆续修订和出版了该安全要求下的一系列安全导则，其中之一就是安全导则《Core Management and Fuel Handling for Nuclear Power Plant》。
在我国，近十多年期间也已有多个核电机组投入运行，已积累了相应的核动力厂安全运行的实际经验。
考虑到这一背景，为了将我国核动力厂的安全运行提高到一个新的水平，与国际先进水平接轨，国家核安全局决定对《核电厂运行安全规定》及下属的一系列核安全导则及时进行修订工作。
二．编写简况
IAEA的核安全标准中关于核动力厂运行的安全要求及导则是由IAEA聘请各国专家在总结各核电先进国家经验的基础上制定的，其内容较完整、系统、严谨，它是保证安全所必需的。我们用它（即2002年出版的安全导则No. NS-G-2.5 《Core Management and Fuel Handling for Nuclear Power Plant》 作为编写核安全导则《核动力厂堆芯管理和燃料装卸》草稿的参考蓝本。在编制过程中考虑了与我国现行核安全法规和标准的协调，并力图确保本导则与2004年国家核安全局发布的《核动力厂运行安全规定》保持一致并对其技术内容进行补充。
在编写中，我们对第一章进行了重新改写，对第三章的个别条款进行了调整、合并，形成了核安全导则《核动力厂堆芯管理和燃料装卸》（征求意见稿）的草稿。在此草稿的基础上，编写组内部进行了仔细的讨论、修改和审查，汇集修改意见，形成了核安全导则《核动力厂堆芯管理和燃料装卸》（征求意见稿）。
三．主要内容
本安全导则的编制考虑了对国家核安全局1989年颁布实施的核安全导则《核电厂堆芯和燃料管理》（以下简称原导则）进行修订。本安全导则将替代原有对应安全导则。
本安全导则的主要内容包括：
第一章引言；
第二章堆芯管理；
第三章新燃料的装卸和贮存；
第四章换料大纲的实施；
第五章已辐照燃料的装卸和贮存；
第六章堆芯部件的装卸和贮存；
第七章燃料发送的准备；
第八章管理和组织方面；
第九章文档。
与原导则相比较，新导则主要有下述一些方面的变动：
1．对原导则的第二章（堆芯管理）进行了调整和补充：
(1) 将2.2.4.1有关内容扩充成新的一节，即“堆芯计算”。
(2) 对2.2.6（破损燃料元件）一节作了大量补充，成为新的一节“保证燃料的完整性”。
2．对原导则的第三章（未辐照燃料的管理）的第一节（贮存）作了重新改写，内容更为具体。
3．对原导则的第五章（已辐照燃料的贮存）作了较大扩充，增加了三个新的小节，即“总目标”、“已辐照燃料的装卸”和“已辐照燃料的检查”。
4．对原导则的第九章（行政管理和组织工作）的内容作了较多补充。
四．导则适用性说明
本导则是在《中华人民共和国放射性污染防治法》、《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》（HAF001）和《核动力厂运行安全规定》（HAF103）的要求的基础上加以编制的。该导则采纳了世界各国核安全事业最新发展成果，并针对我国实际情况加以针对性的修改，以与我国现行核安全法规、导则和技术文件相协调，适应于我国核安全监管模式和核能行业的发展现状。它的发布和实施将有力促进我国核能和核安全法规的发展，并为我国核能和核安全事业发展作出应有的贡献。

编 写 组
2007年6月26日

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核安全导则 HAD 103/

核动力厂堆芯管理和燃料装卸
国家核安全局2007年 月 日批准发布

国家核安全局
北京 2007

核动力厂堆芯管理和燃料装卸

(200 年 月 国家核安全局批准发布)
本导则自200 年 月 日起实施
本导则由国家核安全局负责解释
本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。

目 录

1. 引言 1
1.1 目的 1
1.2 范围 1
2. 堆芯管理 1
2.1 堆芯管理的目标 1
2.2 堆芯的分析与计算 3
2.3 堆芯运行管理 5
2.4 堆芯监测大纲 7
2.5 保证燃料的完整性 10
2.6 换料大纲 15
2.7 关于堆芯管理和燃料装卸的监督 18
3. 新燃料的装卸和贮存 19
3.1 新燃料的管理 19
3.2 新燃料的接收 21
3.3 新燃料的贮存 22
4. 换料大纲的实施 24
4.1 准备 24
4.2 燃料和堆芯部件装入反应堆 24
4.3 燃料和堆芯部件的卸出 26
4.4 燃料和堆芯部件装卸时的预防措施 27
5. 已辐照燃料的装卸和贮存 30
5.1 总目标 30
5.2 已辐照燃料的装卸 30
5.3 已辐照燃料的贮存 32
5.4 已辐照燃料的检查 34
6. 堆芯部件的装卸和贮存 35
7. 燃料发送的准备 37
8. 管理和组织方面 38
9. 文档 41
名词解释 44

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1.引 言

1.1 目的
1.1.1 本导则是对《核动力厂运行安全规定》有关条款的说明和补充。其目的是给监管当局、核动力厂运行人员和许可证持有者就核动力厂堆芯管理和燃料装卸方面的安全要求提供指导和建议。
1.1.2 在本导则中，“堆芯管理”是指涉及到堆芯燃料管理和反应性控制的有关活动；“燃料装卸”是指新燃料和已辐照燃料的装卸、贮存和管理；“燃料管理”则同时包含了堆芯管理和燃料装卸。
1.2 范围
1.2.1 本导则叙述了各种陆上固定式热中子核动力厂的燃料管理。本导则描述了堆芯管理的安全目标，为满足这些目标要完成的任务和为执行这些任务所采取的行动。
1.2.2 本导则还论及新燃料的接收，燃料和堆芯部件的贮存和装卸，以及反应堆其他材料的装入和移出。
1.2.3 本导则对辐照燃料运输容器的装载和运出厂址前的准备给出了相关指导，但不涉及辐照后燃料及堆芯部件的厂外运输要求和安全预防措施，以及厂外的贮存和最终处置。本导则也不涉及与安全运行无直接关系的燃料衡算和实物保护。

2.堆芯管理

2.1 堆芯管理的目标
2.1.1 堆芯管理的目标是在安全分析的基础上，充分考虑燃料和核动力厂的设计所规定的限制，来保证安全可靠地使用反应堆中的核燃料。为提高效率，热通量和冷却剂的温度应尽可能高。同时，关键参数必须保持在运行限值内。因此，高专业水准和相关操作的精心管理是很重要的。
2.1.2 尽管堆芯管理的具体细节取决于核动力厂的堆型和组织机构，但所有情况下堆芯管理大纲应达到以下目标：
— 提供在整个燃料循环周期内有效地执行堆芯管理职能的手段，以保证堆芯参数维持在批准的运行限值内。堆芯管理职能包括：堆芯性能监测（包括为关键设备和规程提供多重性以对付功能丧失）；热与机械性能的评价；以及燃耗、反应性、中子物理和热工水力状态计算；
— 为堆芯运行策略提供支持，以获得最大的运行灵活性和最优的燃料利用率，同时仍保持在规定的安全限值内。
— 保证只装卸设计上经核准的燃料组件。
2.1.3 为保证安全使用堆内燃料，堆芯管理的基本任务应包括（但不限于）以下方面：
— 按照安全要求采购新燃料
— 根据已批准的运行限值和条件维持相关的堆芯运行参数，以保证燃料完整性；
— 保障反应堆在任何正常运行或瞬态工况下的停堆能力；
— 燃料达到规定的燃耗或在堆内停留时间限值后即卸出，或由于运行经历（腐蚀，泄漏，弯曲）而需要提早卸出；
— 避免再装入不能留在堆内直到燃料循环周期末的燃料；
— 在允许任何燃料组件超出其限值之前提供安全论证；
— 检测破损燃料，必要时将其卸出；
— 根据燃料性能和本核动力厂及其他核动力厂的运行经验更新核动力厂运行策略；
— 评估安全影响，包括任何要插入堆芯或反应堆容器的部件或材料的地震学和动力学响应；
— 评估堆芯部件和邻近的堆内构件的辐照影响。
2.2 堆芯的分析与计算
2.2.1 全面的堆芯管理大纲中应考虑所用的燃料类型。应保证有恰当的数值计算方法和技术并用来预计反应堆的运行情况，以保证反应堆在运行限值和条件下运行。计算模型、计算方法和核数据库都应进行验证、确认和批准，还应考虑到测量的不确定性。计算应包括但不限于以下堆芯参数（包括稳态和瞬态工况）：
— 反应性随燃料燃耗的变化，以及为维持堆芯反应性所需采取的行动，如改变控制棒位置，毒物价值，冷却剂温度和空泡量，或换料频度；
— 所有控制棒组件的位置和反应性价值；
— 冷却剂中硼的反应性价值；
— 在运行范围和预期瞬态工况下反应性的温度系数、功率系数、压力系数和空泡系数；
— 堆芯和燃料组件内部的中子通量和功率分布以及用控制棒或区域吸收体对其进行控制；
— 燃料温度和慢化剂温度，冷却剂的流量、压差、温度、密度和热工裕量；
— 功率分布的稳定性。
2.2.2 由于核动力厂运行、燃耗和换料，堆芯反应性将引起变化。这就需要移动反应性控制装置或改变其配置方式，从而影响功率分布。对稳态和瞬态工况，均应预计这些变动及其影响。此预计结果应尽实际可能与测量参数进行比较，并应用来核实任何时候都有足够的控制能力来保证反应堆在任何正常或故障情况下（考虑一定的失效）都能安全停堆并维持停堆状态。
2.2.3 反应堆运行时，适当时应考虑下列各项：
— 因辐照效应产生的控制棒的反应性价值的变化；
— 辐照效应及控制棒遮蔽效应对中子通量探测器的影响（尤其是灵敏度的变化）；
— 反应堆启动时，中子源强度和中子探测器的灵敏度及位置的合适性，尤其是经过长期停堆后再启动时（此时已辐照燃料和光中子可能不构成足够强的源）。
2.2.4 如果计算值和测量值相差很大，则应依序采取下列行动：（1）使反应堆处于安全状态（如有必要，停堆）；（2）找出差异的根本原因；（3）执行必要的纠正行动（包括防止其重现）。
2.2.5 营运单位应保证有适当的质量保证程序，使其覆盖堆芯在线和离线计算的计算机应用，并可追溯和可再现此应用。
2.2.6质量保证程序应用来保证用于堆内燃料管理的计算方法和工具已经过必要的确认 、基准标定、改进并保持更新。此外，对于重要的堆芯管理计算应要求对计算结果进行独立验证（最好是由不同的人、工具和方法进行）。应格外关注方法的鉴定，以处理如延伸燃耗、新材料、设计修改和功率提高等事项。
2.2.7 应审查和评价所有堆芯计算的软件及数据库的修改对堆芯运行的影响。应按软件管理和控制的标准方法及程序对修改进行独立验证和功能测试，这可包括在实施前经过负责机构的正式批准。应建立实体的和/或行政的控制来保证相关计算机程序和数据库的完整性和可靠性。
2.2.8 营运单位应保证执行堆芯计算的人员是有资格的和经过适当培训的。
2.3 堆芯运行管理
2.3.1 为保证堆芯的安全运行，应制定有效的堆芯运行管理大纲。燃料利用的最优化和堆芯运行的灵活性都不应损害安全。堆芯运行管理大纲应包括（但不限于）一些规程和工程经验，它们：
— 保证在反应堆启动前所有启动前的程序要求都得到满足，功能试验也已完成，并且所有必需的文件和/或规程都已得到更新；
— 保证在反应堆启动期间进行所要求的临界测量和停堆裕度测量，低功率试验，堆芯物理测量和功率提升试验；
— 制定并实施所有必需的堆内燃料管理和反应性管理职能的监督大纲。
2.3.2 为保证堆芯的安全运行，应考虑以下特性和条件：
— 新燃料与设计规格书的一致性；
— 燃料的装载方式；
— 反应性停堆裕量；
— 传热，冷却剂流量和热工裕度；
— 反应性引入速率和撤出速率；
— 反应性系数；
— 控制棒组件价值和溶解硼价值；
— 控制系统和保护系统的特性；
— 中子通量分布和功率分布；
— 堆芯稳定性；
— 在各种运行工况和事故工况下，从堆芯到最终热阱的散热；
— 冷却剂和慢化剂的化学性质和慢化剂状况；
— 因辐照和热应力造成的老化影响；
— 一回路系统和废气系统中裂变产物的放射性活度。
2.3.3 反应堆启动、功率运行、停堆和换料的运行规程应包括必要的预防和限制措施以保证在整个燃料寿期内维持燃料的完整性和遵守运行限值和条件。在运行规程中应适当考虑以下方面：
— 确定仪表和操纵员所用的标度及评价方法，以便在与设计要求和安全分析相一致的范围内监测相关的反应堆参数；
— 启动前检查，包括燃料装载模式，冷却剂流量和温度，以及承压回路的完整性；
— 避免燃料、堆芯或一回路损坏的报警定值和安全定值，这其中要考虑因燃料燃耗和换料而引起的堆芯情况的变动；
— 每个燃料组件的运行历史，尤其在换料前；
— 要记录的用以与 预计的堆芯情况进行比较的参数；
— 一回路冷却剂和慢化剂化学参数的限值；
— 一回路冷却剂流量的限值；
— 功率提升速率的限值；
— 功率密度和中子通量倾斜的限值；
— 达到限值时需要采取的行动；
— 控制棒模式及提棒顺序；
— 万一控制棒故障时需采取的行动；
— 确定燃料破损的准则以及当表明燃料有破损时所要采取的行动；
2.3.4 概率安全分析表明停堆模式对堆芯损坏概率也有贡献，因此，在整个停堆期间应特别注意保证维持反应堆的次临界裕度和可靠的长期堆芯冷却。
2.4 堆芯监测大纲
2.4.1 应制定一个全面的堆芯监测大纲来保证对堆芯参数进行监测、趋势分析和评价，以发现堆芯异常行为，保证堆芯实际性能与设计要求相一致，并保证关键运行参数的值以合理一致的方式记录和保留下来。
2.4.2 当反应堆带功率运行时，应监测堆芯的状况并与预计 的相比较，以确定它们是否如预期的并在运行限值内。如果堆芯状况与预期状况不一致，应采取相应行动将反应堆维持在安全状态。堆芯监测和试验的结果也应用于审查和更新换料大纲以及优化堆芯性能。需要连续或以适当时间间隔监测、作趋势分析和评价的参数应包括（但不限于）以下方面：
— 轴向，径向和方位角的中子通量峰值因子；
— 中子通量的变化率；
— 控制棒和区域中子吸收体的位置和布置方式；
— 冷却剂和/或慢化剂中的毒物浓度；
— 反应堆压力容器中的水位；
— 反应性控制装置和控制反应堆功率的其他重要手段的可运行性和响应特性；
— 反应性随控制棒位置或慢化剂液位的变化；
— 每次反应堆紧急停堆的紧急停堆时间，排放阀开启时间，排放时间和吸收剂注入时间；
— 冷却剂的压力、流量及温升和一、二回路冷却剂出口温度；
— 局部和/或区域冷却剂平均出口温度和功率倾斜因子；
— 评定以下值：
(a)堆芯输出的热功率；
(b)燃料温度；
(c)慢化剂的释热；
(d)最小临界功率比；
(e)偏离泡核沸腾比（DNBR）
(f)线功率密度（线释热率）限值
— 慢化剂温度和峰值通道质量流量；
— 一回路系统或废气系统中裂变产物的活度；
— 慢化剂和一回路冷却剂的物理和化学参数，如pH值、电导率、固体不溶物含量、杂质浓度和辐射分解产物浓度；
— 冷却剂和慢化剂中吸收剂的同位素成份。
2.4.3 应特别注意在启动、不停堆换料和停堆后堆芯状况的评估，以保证：
— 反应性和控制棒配置是正确的；
— 通道的流量是正确的；
— 压力容器和主要构件性能正常；
— 冷却剂温度是如所预期的。
2.4.4 应准备好监测相关参数的仪器，以：
— 从源量程到满功率量程的所有功率水平上都有足够的量程重叠；
— 在所有运行工况和某些事故工况下，有合适的灵敏度、量程范围和标定；
— 提供评价堆芯状态所需的堆芯参数数值空间变化的必要信息；
— 便于操纵员评价堆芯性能和评估异常状态。
2.4.5 应测量并恰当地给操纵员显示出如冷却剂温度、冷却剂压力、冷却剂流量和中子通量分布等参数。适用时，因换料和燃料燃耗造成的堆芯变化可能要求改变报警水平和安全系统整定值。在降功率运行或停堆状态，应考虑调整报警或触发安全系统动作的整定值以维持适当的安全裕量。
2.4.6 许多情况下，影响燃料行为的参数是不能直接测量的。这时，它们可以通过对可测量到的参数（如中子通量分布和温度，压力和流量等）进行分析而得到。这些分析而得的值用来作为建立运行限值和条件的基本输入，但是，规定供操纵员使用的参数值应以仪表指示值给出。
2.4.7 为评估所测堆芯参数并将其与不能直接测得的安全重要的其他参数（如燃料芯块、包壳及部件的内部温度，燃料棒内压和临界热流量）相关联，应建立方法和验收准则。评估结果和相互关联必须以书面文件记录，并且这些结果应作为要采取恰当的纠正行动的依据以保证遵守运行限值和条件。
2.4.8 与化学控制相关的参数值或由直接测量获得或由定期从冷却剂、慢化剂或覆盖气体中取样分析获得。应定期向运行人员通报这些分析结果。为避免超出这些参数的规定值，应向运行人员提供在这些参数趋近预定限值时要采取行动的指令。
2.5 保证燃料的完整性
2.5.1 营运单位应保证燃料是经过恰当设计并按照设计的技术规格书进行制造的，且只有经批准的燃料才允许装入堆芯。
2.5.2 在燃料装入或再装入前，该燃料应按照已制定的验收准则进行检查，以保证已破损的或不合格的燃料不被装入堆芯。
2.5.3 应制定并实施有效的燃料完整性监测大纲。该大纲应包括（但不限于）燃料运行参数的监测，先导测试组件的应用，已辐照燃料的检查，以及在特殊情况下的热室检测。营运单位应有确定任何燃料不合格原因的管理制度。
2.5.4 燃料完整性监测大纲应包括适当的程序和工程实际惯例，以：
— 实施使燃料破损的可能性降到最低的运行管理策略；
— 保证对指示燃料完整性的放射化学数据做系统的趋势分析和评估以探测异常行为；
— 对破损燃料执行响应计划。
2.5.5 应完善燃料完整性监测大纲以按照合理可行尽量低原则降低辐射水平。
2.5.6 为保证燃料包壳在所有堆芯运行工况下的完整性，应系统地对指示燃料包壳完整性的放射化学数据进行监测并做趋势分析。应建立适当的方法来识别冷却剂放射性活度的异常变化，并进行数据分析来确定：
— 燃料缺陷的性质和严重性；
— 燃料缺陷的位置；
— 燃料缺陷的可能的根本原因；
— 建议的行动。
2.5.7 燃料破损的迹象之一是一回路冷却剂（或废气系统）中裂变产物的放射性活度超过正常值。应用在线仪表监测、取样活度测量或同时用这两种方法对冷却剂中裂变产物活度进行例行监测。可通过对特定的核素进行研究来了解该破损的性质。
2.5.8 应在反应堆启动后的运行初期规定冷却剂中裂变产物活度的正常水平，以提供基准本底水平。
2.5.9 对于不停堆换料的反应堆，应用一个基准水平来规定反应堆冷却剂中裂变产物活度的上限标准，超出该上限标准值就假定为发生了燃料破损。如有可能，应投入扫描探测系统（如缓发中子监测系统）以定位破损燃料。如果扫描探测系统既能监测单通道冷却剂样品又能监测通道组冷却剂样品，则由经验应规定一个单通道样品活度与通道组样品活度的比值，以此比值作为准则来确定通道内是否存在破损燃料。
2.5.10 可行时应通过监测和运行评估保证燃料组件所有部件的完整性。特别是，不停堆换料时在提升负荷途径上的高应力部件将遭受温度循环变化或其他应力，应对这些部件进行仔细检查并考虑其长期的安全保证。
2.5.11 为保证堆芯运行在放射性限值内及对破损燃料采取正确纠正措施，应制定并执行对付燃料破损意外事件的计划或方针。它应包括以下要素：
— 针对燃料破损的调查活动的响应水平；
— 限制功率运行的行动水平以防止额外的燃料破损，并防止已有的破损燃料的恶化；
— 确定泄漏燃料组件并将其退出在役运行的手段；
— 确定丧失燃料完整性的原因的方法；
— 对燃料破损原因的补救方法；
— 燃料检查活动；
— 燃料重组活动；
— 回顾取得的经验教训以防止以后因相同的根本原因造成燃料破损。
2.5.12 对于不停堆换料的反应堆，运行指令应规定采取纠正行动的预定水平。应卸出破损燃料以保持裂变产物活度本底足够低，从而允许探测到以后的破损，使冷却剂和一回路的污染降到最小，并防止进一步的燃料损坏（如因产生氧化物或氢化物沉积而造成的损坏）。应审查换料计划以确定其是否由于卸出破损燃料而需修改。
2.5.13 通常，停堆换料的反应堆允许带少许破损燃料继续功率运行。为卸出破损燃料的停堆准则一般是基于尾气活度的最大允许值或冷却剂系统裂变产物总量的最大允许值，以使厂区人员和公众所受的实际照射或潜在照射降至最低。用堆内或堆外的啜吸试验发现破损燃料。破损燃料不经重修或重构是不允许再次使用的。应审查堆芯设计以确定是否由于卸出破损燃料而需要修改。
2.5.14 应记录燃料的历史以考虑燃料性能的所有相关方面，例如：
— 燃料设计和运行特性；
— 燃料运行历史，包括异常运行工况的信息；
— 燃料燃耗历史及相应的堆芯位置；
— 核素装量；
— 燃料包壳缺陷的时序，包括其初始迹象，根本原因评估和完成纠正措施。
2.5.15 如果要将新设计的或经过修改的燃料引入堆芯，营运单位应负责保证该燃料在堆芯运行时的安全相关的影响经过彻底地研究和了解。在多于一种类型燃料的堆芯运行前，营运单位应保证新设计的或经过修改的燃料与原来已有的燃料相兼容，且堆芯设计者获有所有相关信息。
2.5.16 营运单位应负责保证对新设计的或经过修改的燃料进行了所有必要的安全评估，且新燃料满足设计要求。应为新的或经过修改的换料燃料准备适当的许可证审查文件。该文件应包括（但不限于）以下方面：
— 燃料设计的信息和输入数据，以预计和监测堆芯行为；
— 用于完善监测热裕度的关系式的分析和测试的结果；
— 验证机械、热工水力和中子物理学方面的设计兼容性限制；
— 瞬态分析。
2.5.17 为评定新设计的或经过修改的燃料在后续的换料中预期工况下的表现，应考虑先导测试燃料组件计划，在该计划中应考虑到所有可利用的运行经验。这样一个计划应包括：
— 测试装卸新燃料的管理程序、工具和设备；
— 监测新燃料的性能，包括腐蚀效应；
— 获得多种类型燃料堆芯的实际运行经验。
2.5.18 应考虑关于功率线性变化试验，反应性事故试验和失去冷却剂事故试验（分解的或整体的）的实验反馈和研究开发计划，以说明新设计燃料在正常及事故工况下的行为。
2.5.19 应考虑燃料供应商的变更。营运单位在考虑更换新的燃料供应商时，应注意保证燃料组件的质量。
2.6 换料大纲
2.6.1 应严格控制堆芯的卸料、再装料、倒换料或不停堆换料，且所有这些堆芯的变更都应符合预计的配置。在这些变更中应始终监测堆芯反应性，以防止意外临界，并且所有的燃料移动都应根据经过批准的详细程序进行。中间的燃料装载布置的反应性应不大于设计中所考虑到的并经过批准的燃料装载布置的最大反应性（某些使用天然铀的反应堆在燃料的早期使用中会因产生钚而出现反应性增加的现象）。应有方法来检查燃料移动不会相互冲突，如有必要，还应能追溯实际的燃料移动。
2.6.2 换料大纲应包括详细 的堆芯装载模式和堆芯部件（燃料组件，控制棒，可燃吸收体和通量整形吸收体）进出反应堆的移动进度表。
2.6.3 从初始装料开始的整个反应堆寿期中，在达到设计功率、燃料燃耗指标以及为补偿燃料消耗和裂变产物累积而提供足够的反应性的同时，应满足换料大纲的安全目标。这些安全目标包括：
— 保持中子通量分布及其他堆芯参数在合适的运行限值和条件内；
— 满足停堆裕度的要求。
2.6.4 在制定和实施换料大纲时应适当考虑以下方面：
— 燃料燃耗和随之而来的结构上和金相上的限制；
— 冷却剂温度和燃料包壳温度与中子通量分布、通道流量和吸收体布置的关系；
— 在不停堆换料或反应堆升功率时单个燃料组件功率输出的增加（这可能会限制反应堆的功率提升速率或在下一功率提升前要求维持一段最少时间的功率不变）；
— 避免不可接受的中子通量倾斜和反应堆不稳定；
— 保证燃料元件的机械性能能经受反应堆堆芯条件和换料操作，尤其是倒换和复用已辐照的燃料元件；
— 换料机的可用性及其性能（对不停堆换料堆）；
— 对某些特定燃料组件可能需加限制的特殊考虑，如输出功率的限制；
— 因移走破损燃料和插入新燃料组件引起的变化（如局部温度变化和反应性变化）；
— 不停堆换料时换料元件通道的选择要保持径向对称；双向换料时，通道的选择要保持轴向对称；
— 未辐照燃料和已辐照燃料在堆芯的位置安排，这要考虑到燃料的富集度和毒物含量；
— 控制棒内中子吸收体的消耗和可燃毒物的消耗；
— 单根控制棒处于完全提出位置且不能动作时的最大反应性价值；
— 实际堆芯运行参数与换料大纲所用的核计算结果的偏差（这要求考虑控制棒和吸收体的布置，燃料燃耗，中子通量分布和中子吸收体及可燃吸收体的消耗）；
— 由于热冲击产生的变化和不停堆换料产生的反应性的变化。
2.6.5 反应堆停堆换料后，应在反应堆重新启动前对堆芯状况进行评价，以确认在整个新换料循环中满足运行限值和条件及停堆裕量的要求。应用适当的测试来确认停堆能力。
2.6.6 对于不停堆换料的反应堆，应制定换料大纲的准则，并应验证与所有可适用的运行限值和条件相一致。若与所制定的大纲有重大偏离，则应做新的堆芯状况的安全评价及采取必要的措施。
2.6.7 在2.6.5和2.6.6中提到的评价所要求的堆芯行为预测可参见2.2.1-2.2.3。应采用现有的反应堆数据进行模拟计算以更新对堆芯性能的评估及计划以后的换料大纲。另外，像燃料燃耗率、反应性、功率密度和中子通量分布等其他数据在模拟计算中也可以得到。
2.6.8 对于不停堆换料的反应堆，在适当时，制定一个燃料换料表（包括含有燃料及其相应燃耗的通道列表）是有用的。选择换料通道时，应考虑此表信息以及2.6.4中所列有关因素。
2.6.9 对于停堆换料的反应堆，在反应堆启动、功率变化和稳定功率运行期间控制棒通常都处在堆芯内。换料大纲应规定控制棒的布置和提棒顺序，以满足控制棒反应性价值和功率分布的要求。
2.6.10 装料后应进行核查以保证堆芯是正确组装的。另外，每次装料后在启动前或启动期间应做物理试验，以验证堆芯组成和特性以及在整个运行范围内控制棒反应性价值和硼价值。试验应适当包括（但不限于）以下内容：
— 抽出和插入每个控制棒以检查其可运行性；
— 控制棒下落时间；
— 证明如果最大价值的控制棒处于完全抽出位置，堆芯仍满足停堆裕量的规定；
— 在无空泡条件下，按照计划的控制棒抽棒顺序比较预计的和实测的临界棒位配置；
— 反应性慢化剂温度系数和其他反应性温度系数、临界硼浓度和棒组件价值的测量和评价；
— 利用对称控制棒或堆芯仪表进行堆内中子通量分布测量和堆芯对称性的检查；
— 中子通量分布和功率分布的实测值和计算值的比较；
— 通过检查测量的不匹配来进行堆芯功率分布对称的核实。
2.7 关于堆芯管理和燃料装卸的监督
2.7.1 应制定堆芯管理和燃料装卸监督大纲以及早监测任何可能导致反应堆堆芯不安全状况的劣化。监督工作应包括监测、校核、标定、试验和检查，它们应是核动力厂总监督大纲中的一部分。监督大纲应包括下列与堆芯管理和燃料装卸特别相关的项目：
— 保护和控制系统（可运行性，动作时间和反应性变化率）；
— 监测堆芯参数的测量仪表；
— 堆芯冷却系统，包括堆芯部件的冷却（冷却剂的流速、压力、温度、放射性活度和化学性质）
— 燃料和堆芯部件的装卸系统（包括仪器和连锁检查）
— 燃料和其他堆芯部件的劣化，如燃料组件的弯曲效应和控制棒的腐蚀、磨损及肿胀。

3.新燃料的装卸和贮存

3.1 新燃料的管理
3.1.1 新燃料装卸大纲的最终安全目标是防止意外临界和防止在运输、贮存或操作时对核燃料的损坏。应保护核燃料以防止任何损坏，尤其是预期会影响其堆芯行为的损坏。
3.1.2 任何新燃料装卸大纲的基本要素应包括对核燃料的接收、转运、检查和贮存。好的大纲应采用由程序和工程经验控制管理的系统方法。该大纲的目的是：
— 描述贮存新的核燃料的实体边界，以实施核材料管制和限制临界配置；
— 满足管理要求，并对新燃料的检查（包括对破损燃料的应急行动）提供技术指导。
3.1.3 燃料装卸规程应特别强调将机械应力尤其是横向应力降到最小的必要性，要重点注意那些即使存在小应力也会对燃料组件造成损伤的情况。任何作用于燃料组件的力及加速度的大小及方向都应维持在设计限值内。
3.1.4 在正常的燃料装卸规程中应禁止取消自动安全系统（如过载或对中联锁）。在非正常燃料装卸状态，可能出现解除联锁的紧急需要。这种操作只能由胜任且经过授权的人员按照批准的规程来完成。
3.1.5 在装卸中为减少对燃料造成损害的可能性，只应使用为燃料装卸而设计的设备。从事装卸燃料的人员应有相应的资格并经过正式培训，还应在一个受权人员的监督下工作。所有与新燃料相关的活动都应依照批准的规程进行。
3.1.6 应对怀疑已在装卸或贮存时受损的燃料进行检查，如有必要，并应按所制定的与受损燃料相关的规程处理。
3.1.7 人工装卸燃料时，人员应穿上合适的衣服以防止受到污染，同时也防止对燃料包壳的损坏或污染。
3.1.8 如果在厂区的厂房之间运送燃料，应使用适当的有标签的容器和包装以防止对燃料的污染和损坏。所有燃料移动的路径应保持尽可能短和简单。
3.1.9 装卸和贮存新燃料的区域应保持在适当的环境条件下（湿度、温度和清洁空气）并随时处于受控状态，以排除化学污染和异种材料。
3.1.10 应保护新燃料的装卸和贮存区域以防止未经许可而接近和移动燃料。应规定新燃料贮存区域为只进行燃料装卸的物项控制区。贮存区域不应是通往其他操作区域的路径部分。
3.1.11重载荷如果坠落也能危及安全重要物项，因此不应该在贮存燃料（在燃料托架、贮存罐或起重设备内）的上方移动。如果要豁免则必须证明其正当性。
3.1.12 应定期重新标定用来检测燃料物理尺寸的设备。应定期（或至少应在换料前）检查和维修燃料装卸设备和相关系统。
3.1.13 应提供应急操作的手动操作设备，以保证装卸时在任何情况下可以容易地将燃料组件放置在安全位置。
3.1.14 应按照为减少人员所受剂量专门设计的规程来装卸辐射水平较高的新燃料（例如含有后处理过的材料的燃料）。
3.1.15 辐射防护大纲的相关部分应在首个燃料交付到燃料贮存区域之前生效。
3.2 新燃料的接收
3.2.1 在燃料接收前，营运单位应做好安排以保证有指派的专人负责现场的燃料管理控制，并保证只有受权的人员才可以进入燃料贮存区。
3.2.2 应按照书面的破损燃料识别规程由经过培训的、有资格的人员对燃料进行接收、拆包和检查。应在为燃料装卸指定的区域内进行新核燃料的接收和拆包。应有新燃料的检查程序来检查燃料的外观及运输过程中的任何损伤。对燃料的检查应包括检查供货商最后检查后可能受到运输和装卸影响的指定参数（如尺寸大小）。应验证组件的识别码并检查相关文件以核实所接收的燃料正是所订的货并符合要求。
3.2.3 如果有新设计的燃料要进现场，则应对识别破损燃料的书面规程进行审查。应有评定破损燃料的验收准则。检查员接受的任何破损燃料均应进行记录。拒收的燃料应依照质量保证条款按不符合项处理。应对任何破损的根本原因进行调查并采取纠正措施防止其重复发生。
3.2.4 应检查运输容器以验证其有恰当标识且无损坏。贮存安排和标识应消除不必要的装卸。
3.2.5 检查应既不损坏燃料也不引入任何异物。检查员应识别并除去在燃料上的异物。
3.2.6 如果在检查后新燃料组件需要修复，燃料供应商则应参与所要求的修复或修改。应采取技术及行政管理上的预防措施以保证：只有规定的燃料组件被修复，修复工作是按照书面说明（如有关燃料元件的位置、富集度和毒物量）进行的，并且不出现临界配置。
3.3 新燃料的贮存
3.3.1 在任何新燃料送到现场前，现场应配备有相应的接收、贮存和装卸设施以接纳运送来的全部燃料。如果有新设计的燃料要发送来、燃料的富集度有变化或贮存区需要重新排放，那么就应重新评价原来的临界分析的有效性。关于核动力厂燃料装卸和贮存系统设计的安全导则将提供此类设施设计方面的资料，并将考虑会导致意外临界或对燃料和/或燃料装卸及贮存系统造成不利影响的内部及外部事件。
3.3.2 应有足够的规定的贮存位置来保证燃料组件的完整性并防止其受到损坏。尤其应采取适当的措施以避免燃料组件的轴向扭曲。
3.3.3 新燃料的贮存区应满足设计中规定的次临界要求，并且在任何时候（甚至在设计中考虑的内部或外部水淹或其他事件时）始终保持次临界。应采取实体的和/或行政管理的措施来保证燃料仅在经认可的地方进行装卸和贮存，以防止发生临界配置。应验证燃料的富集度与贮存区域的设计限值相称。
3.3.4 干式新燃料贮存区域内应没有需运行人员定期监督的设备、阀门或管道。
3.3.5 干式新燃料贮存区域的排水沟应保持足够畅通，以便有效地排除可能的进水，并且不会形成水淹。
3.3.6 对于湿式新燃料贮存区域，其水的状况和格架的布置应维持在规定的限值内，以保证次临界裕量。此外，应严格遵守水化学的要求使燃料包壳和贮存部件的腐蚀减至最小。（参见5.3）
3.3.7 对于使用固定式固体中子吸收体的湿式和干式贮存系统，应实施使用期限监督程序，以保证安装了吸收体并且吸收体未丧失其有效性或未被移位。
3.3.8 当燃料组件贮存在密封运输容器外时，应使用通风系统以防止粉尘或其他空气中的微粒物进入新燃料贮存区域。一个可行的办法就是在通风管道的入口使用过滤器，并且保持贮存区域的环境气压略高于周围区域的环境气压。
3.3.9 应通过防止贮存区域内可燃物的累积来使燃料贮存的火灾风险减至最少。用于万一发生涉及燃料的火灾时的消防细则及消防设施应准备就绪。应建立规程来控制慢化材料运入新燃料存储区域，以保证即使应用灭火材料也能一直维持次临界。

4.换料大纲的实施

4.1 准备
4.1.1 应通过换料计划来实施2.6所述的换料大纲。该换料计划详细规定了要执行的操作顺序。换料计划应规定要从贮存区域取出的燃料和堆芯部件的类型、它们的运输路线和它们在堆芯中将要放置的位置。换料计划还应规定：哪个燃料需要倒换或卸出；其在堆芯中的初始位置；其在堆芯或贮存区域的新位置；燃料和其他组件（如控制棒）的卸装顺序；以及每个阶段要执行的核查。应有受权人员对关键的换料装卸进行验证并签字确认。
4.1.2 应在规程中规定组装新燃料并准备将其用于反应堆的必要步骤，包括其中间贮存的安排。只有经过批准的燃料才能装入反应堆堆芯。应检查验证燃料组装正确。所有燃料装卸和维修的规程应尽可能保证没有异物引入反应堆。
4.1.3 在燃料装卸员和主控室人员之间应始终有可靠的双向通讯可用。
4.2 燃料和堆芯部件装入反应堆
4.2.1 当燃