准
压水堆核电厂燃料组件格架设计要求
Design requirements of spacer grids of fuel assembly in PWR nuclearpowerplants
中国核能行业协会 发布
目次
前言1范围2规范性引用文件3术语和定义 4功能需求5设计要求
前言
本文件按照GB/T1.1-2020《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.
业标准化研究所、苏州热工研究院有限公司. 本文件由中国核能行业协会提出并归口，技术支持单位为上海核工程研究设计院有限公司、核工
本文件起草单位：上海核工程研究设计院有限公司、中国核动力研究设计院、中广核研究院有限公司、清华大学.
本文件主要起草人：丁捷、郑轶雄、王帅、范华彬、雷涛、金渊、王鼎渠. 国核
本文件为首次发布.
压水堆核电厂燃料组件格架设计要求
1范围
本文件规定了压水堆核电厂方形棒束型燃料组件格架的功能需求和设计要求.
可参照执行. 本文件适用于压水堆核电厂方形棒束型燃料组件的格架设计，其他类型压水堆燃料组件格架设计
2规范性引用文件
下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款.其中，凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件：凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括修改 单）适用于本文件.
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3术语和定义
下列术语和定义适用于本文件.
3. 1
工况 condition
核电厂在一定参数条件下的运行状态.基于发生频率的分类，核电厂运行工况分为I（正常运行）、Ⅱ（中等频率事件）、Ⅲ（稀有事件）、IV（极限事故）四类工况.
[来源：NB/T20035，名词解释]
3.2
冷却剂丧失事故loss-of-coolant accident;LOCA
反应堆冷却剂系统压力边界发生管道破裂的假想事故，破口范围从导致冷却剂丧失速率超过化学和容积控制系统补偿能力的破口到反应堆冷却剂系统最大管道发生双端剪切断裂的破口.
[来源：NB/T20099-2012，名词解释]
