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特 载

值，从而使燃料仍能继续使用。 6.1.4.2 停堆手段的有效性、动作速度
6.1.1.3 燃料元件和燃料组件必须能够 和停堆深度必须足以保证不超出规定的燃

承受燃料吊装过程中的载荷和应力。 料设计限值。
6.1.2 反应堆堆芯结构性能 6.1.4.3 判断停堆手段是否足够时，必
在运行工况以及除严重事故外的其他 须考虑到发生在核动力厂任何部位的、可
事故工况下，设计必须使核动力厂燃料元 导致一部分停堆手段失灵（如控制棒插入

件和燃料组件及其支撑件能够维持可冷却 故障）或可能引起共因故障的故障。
的几何形状且不妨碍控制棒插入。 6.1.4.4 反应堆停堆手段必须至少由两
6.1.3 反应堆堆芯控制 个多样化的且独立的系统组成。
6.1.3.1 在核动力厂各种状态（包括停 6.1.4.5 即使在堆芯处于反应性最大的

堆后、换料期间和换料后、预计运行事件 状态下，必须至少有一个系统能够独立地
和未导致堆芯严重损伤的事故工况）下， 以足够的深度和高可靠性使反应堆保持次
堆芯中子注量率分布必须具有固有稳定 临界状态。
性。堆芯设计应尽量减少依赖控制系统使 6.1.4.6 停堆手段必须足以防止，在停

中子注量率分布、水平和稳定性在各种运 堆期间、换料操作期间或停堆状态下其他
行状态下保持在规定限值内。 例行或非例行操作期间，出现的任何可预
6.1.3.2 必须提供用于检测堆内中子注 见的反应性增加而导致的意外临界。
量率分布以及变化的适当方法，保证堆芯 6.1.4.7 必须设置仪表并规定各项试

内不存在任何超过设计限值的部位。 验，以保证停堆手段总是处于所规定的状
6.1.3.3 反应性控制装置的设计，必须 态。
适当考虑到磨损以及辐照效应（如燃耗、 6.2 反应堆冷却剂系统
物理特性的变化和气体的产生）。 6.2.1 反应堆冷却剂系统的设计

6.1.3.4 在运行状态和未导致反应堆堆 6.2.1.1 核动力厂反应堆冷却剂系统部
芯严重损伤的事故工况下，必须对最大的 件的设计和制造，必须具有高质量的材料、
正反应性引入量及其引入速率加以限制， 恰当的设计标准、可检查性和高质量的加
以保证不致引起反应堆压力边界失效，维 工，以尽量降低其发生故障的可能性。

持堆芯冷却能力和防止反应堆堆芯严重损 6.2.1.2 与核动力厂反应堆冷却剂系统
伤。 压力边界相连接的管道，必须设置适当的
6.1.4 反应堆停堆 隔离装置，以限制放射性流体（一回路冷
6.1.4.1 必须提供在运行状态和事故工 却剂）的任何丧失，并防止冷却剂通过接

况下安全停堆的手段。必须保证即使在堆 口系统流失。
芯具有最大反应性的情况下，仍能维持停 6.2.1.3 反应堆冷却剂压力边界的设计
堆状态。 必须使产生裂纹的可能性极小；已产生的

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