铀业版章临界评价

安全分析报文件代版页6Ensa合安全分析报文件代版页6Ensa合同项客户/URCENUN24P容器设计及制造规编审批临界评6临界评6引 临界设计说 设计特 临界评价总结 临界安全指数 裂变材料内含 临界评价的一般考 模型结 材料性 计算机规范和横截面 最大反应性证 单一货包评 构 结 正常运输条件下货包阵列评 构 结 事故条件下成套货包评 构 结 空运裂变材料的货 结 结 基准评 基准实验适用 点阵临界试验 偏差测算 符合法规要 参考文 i附 MCNP5附 MCNP5输入数据文件实 AFAENUN24PMCNP5输入数据文件。4.5%U–-包壳间无水（正常条件）-16%.................................................................................................................................AFAENUN24PMCNP5输入数据文件。4.5%U-包壳间有水（事故条件）-10%.................................................................................................................................表格目ENUN24P容器最大临界性结果一览表格目ENUN24P容器最大临界性结果一览 设计基准燃料组件说明 ENUN24P容器临界模型采用的主要尺 ENUN23P容器材料组成 设计基准燃料基础工况分析结 吊篮板临界厚 机械扰动-设计基准燃料，有最大富集度（4.5%U-235）并且燃料芯块-包壳之间有水 K有效-设计基准燃料，有最大富集度（4.5%U包壳之间有水 235）并且燃料芯块有效相对于慢化剂温度的变化-设计基准燃料，有最大富集度U包壳之间有水 235）并且燃料芯块设计基准为4.5%U-235富集度且均匀分布的单一ENUN24P容器临界评价结果 ..............................................................................................................................................................................................................................................................LEU点阵中临界基准分 LCE（LEU）中K有效结 LEU燃料K有效统计数据和 使用范围一览 规范计算偏 灵敏分析 误差系数ENUN24P容器安全上限 图纸目图纸目正常运输条件下的ENUN24P容器MCNP径向模型横截 ENUN24P容器MCNP模型纵截 ENUN24P容器MCNP径向模型四分之一横截面详 ENUNP24P容器吊篮燃料室详 灵敏分析-燃料组件朝吊篮中心的位移（向内位移 灵敏分析-燃料组件离开吊篮的位移（向外位移 K有效值频 正态分析曲线 K/K-富集度线性回 K/K-点阵间距线性回 K/K-EALF线性回 K/KK/KK/KK/K 慢化剂/燃料体积比线性回 燃料组件间距线性回 存水湾线性回 硼或加硼铝表面密度线性回 6.8.10K/K6.0ENSAUNIVERSAL6.0ENSAUNIVERSAL（ENUN24P）24个“未损坏”PWR乏燃料组形状（被称为“存水湾”。两类PWR设计基准燃料组件接受了评价：AFA2G和AFA3G/3GAA4.5%U-235最大初始富集度，该值高于最大值等于4.45%U-235的设计基准燃料技术参数【6-1】规定值。EUN24P容器进行了临界评价。尤其是，评价临界性时采用了以下规范与标准，并在评价时确认了乏燃料容器ADR2013国际海运危险品规范（IMDG）1，2006年，20082010201010CFR71“放射性物质包装和运输”7110条【67标准“，美国核协会，伊利诺斯州LaGrangePark（2004【6-8ANSI/ANS8.71983，“LWR燃料搬运、存放和运输的临界安全标准的美国国家标准”，美国核协会，伊利诺斯州LaGrangePark（2004【6-97.92“71-放射性物质货包批准申请”【6-10NUREG-1617，“乏燃料运输包标准审查计划”【6-11ENSA003CALC-004【6-12ENUN24P容器临界性进行了见，只参考了与RIDIMDG中相当的ADR适用内容。1临界设计设计临界设计设计特NUREG1617【612ADR【63IAEASSR-6【6610CFR71【中子倍增因子（95%95%的所有偏差和误差）0.95。这一标准提供了足够边际从而保证了装满反应性达到最大容许级的燃料组件时ENUN24P的24PWR5mm本体。临界控制是通过MMC板、存水弯和吊篮几何结构吸收中子来实现的。ENUN24P24个基准设计类型（AFA6.1.1ENUN24P容器临界分析结果。中子倍增因子最大值包含了蒙特卡罗误差、计算偏差和机械误差（生产公差、材料和尺寸）以及与慢化剂温度和密度有临界安全指数50N值时独立考虑了损坏的货包或容器数量以及在亚临界状态在集中或收取货包期间保持符合以下规范的未损坏货包或容器：ADR6.4.11.126.4.11.13IAEANoSSR-6【6-668468610CFR71.59节【6-7有无限数量的容器在亚临界状态，因此CSI等于0。2表6.1.1ENUN24P容器最大临界性结果一6.2裂变材料内24AFA2GAFA表6.1.1ENUN24P容器最大临界性结果一6.2裂变材料内24AFA2GAFA3G/3GAAPWR类“未损坏”燃料组件的安全装料，分析了ENUN24P容器。设计基准燃料组件特性值参见表6.2.1。4.5%U235（4.45%U235【612MMC18%B4C3构%内部慢%外部慢间隙慢适用要最大值K有效是1071.55(b),和否10是10设计基准燃料组件说明3保守地增大从而增加边4456参数单AFAAFAAFA---1111-设计基准燃料组件说明3保守地增大从而增加边4456参数单AFAAFAAFA---1111-%U-UO2模型结ENUN24P1节货包图示出的燃料吊篮部件维度为基6.3.1模型结ENUN24P1节货包图示出的燃料吊篮部件维度为基6.3.16.3.4可以浏览临界评价采用的模型详图。MCNP------吊篮MMC燃料管和不锈钢板显式建模。寸、组成和密度参见表6.3.1和表6.3.2。-----U02，U02代替燃料芯块中一般被钆占据的空间。由于该假设导致容器中裂变材料最大MMC板都有最小含量B4C（18%B4C。该百分比以各种含量灵敏度研究（10-19%B4C）18%达到了临界设计要求（ENSA003CALC004【612。另外，B1090%6.3.2材料5MCNP5，但同质化的上和下管座以及上通MCNP5，但同质化的上和下管座以及上通位时间的损耗）1.7975E+2个原子立方厘米-秒。该情况对应燃耗为55000MWd/tU350ENUN24P容器的中子源常数等于设计基准燃料初始中子源，MMC板中B-10的损耗就大约是2.8343E+11个原子/立方厘米。从运行50年后的剩余B-10比例可以看出（该值为0.999999999992136.3.3计算机规范和横截MCNP51.40a蒙特卡罗运输规范【615】进行了临界评价。MCNP5是蒙特卡罗运输规范，有三维几何形状、连续能量和中线性-ENDF/B-VIENDF60LWR8000中子（经历）/430个循K有效MCNP5Keff30B4CKeff0.000430.000486.3.4最大反应性对于ENUN24P容器，取得在下述条件下的反应性：慢化、温度20（293K、无外部的建模是空心或真空，这是因为如果用水，会使一个容器与其他的容器隔离。作6运行条件（内部慢化）和事故条件（100%故障）下设计基运行条件（内部慢化）和事故条件（100%故障）下设计基6.3.3则示出了不同基础工况和不同含量B4C的Keff值。条件）100%的内部慢化以及燃料芯100次燃料包壳失败后，100%的内部慢化○○○○○6.3.4的吊篮结构不锈钢最小和最大厚度。燃料组件朝吊篮中心的位移（6.3.56.3.56.3.6示出了正常条件下和事故条件下装入的设计基准燃料组件ENUN24P容器机械扰动和定位错误的灵敏分析结果。6.3.76.3.8ENUN24P20℃（293K）的系统温度是保守的假设条件，进行了灵不是对应基础工况的1g/cm³。6.3.96.3.10ENUN24P容器内慢化剂7表6.3.1ENUN24P容器临界模型采用的主要715毫米厚度。（4041.51515）8MMCB4C8部毫容器一般表6.3.1ENUN24P容器临界模型采用的主要715毫米厚度。（4041.51515）8MMCB4C8部毫容器一般5容器本内外吊58ThicknessofAluminum6.3.2ENUN24P容器材料组成9MMCB4C10本表所示材料号与MCNP5中输入数据卡编号无9材料号材元质量1U-U-O246.3.2ENUN24P容器材料组成9MMCB4C10本表所示材料号与MCNP5中输入数据卡编号无9材料号材元质量1U-U-O243水HO4CP5CP材料号材元质量6CP7MMC铝合金C8340材料号材元质量6CP7MMC铝合金C8340（CP9碳钢（容器本体C铝（吊篮导销NS4-FR（中子屏蔽COHN6.3.3设计基准燃料基础工况分析6.3.4吊篮板临界6.3.5正常运输条件下机械-设计基准燃料，有最大富集度（4.5%U235）且燃料芯块-包壳之间工分析结基础工况差-6.3.3设计基准燃料基础工况分析6.3.4吊篮板临界6.3.5正常运输条件下机械-设计基准燃料，有最大富集度（4.5%U235）且燃料芯块-包壳之间工分析结基础工况差----MMC部标称厚最小厚最大厚54.955.2MMC87.58.5B4C（%重量正常条件燃料芯-包壳间有事故条件燃料芯-包壳间无差表6.3.6事故条件下，机械扰动-设计基准燃料，有最大富集度（4.5%U-235）并且料芯-包壳之间有正常运输条件下有效相对于慢化剂温度的变化-设计基准燃料，有最大富（4.5%U235）并且燃料芯块包壳之间干燥慢化剂密分析结基础工况差表6.3.6事故条件下，机械扰动-设计基准燃料，有最大富集度（4.5%U-235）并且料芯-包壳之间有正常运输条件下有效相对于慢化剂温度的变化-设计基准燃料，有最大富（4.5%U235）并且燃料芯块包壳之间干燥慢化剂密分析结基础工况差------------------工分析结基础工况差k--------MMC事故条件有效相对于慢化剂密度的变化设计基准燃料，有最大富集（4.5%U235）并且燃料芯块包壳之间有水正常运输条件下有效相对于慢化剂温度的变化-设计基准燃料，有最大度（4.5%U235）并且燃料芯-包壳之间干燥事故条件有效相对于慢化剂密度的变化设计基准燃料，有最大富集（4.5%U235）并且燃料芯块包壳之间有水正常运输条件下有效相对于慢化剂温度的变化-设计基准燃料，有最大度（4.5%U235）并且燃料芯-包壳之间干燥(wg分析结T=127°C(400基础工T=20°C(293差------慢化剂密------------------事故条件有效相对于慢化剂温度的变化-设计基准燃料，有最大富（4.5%U235）事故条件有效相对于慢化剂温度的变化-设计基准燃料，有最大富（4.5%U235）并且燃料芯块包壳之间(wg分析结T=127°C(400基础工T=20°C(293差------ENUN24P容器ENUN24P容器MCNP径向模型横正常运输条盖正常运输条盖正常运输条件下的ENUN24P容器MCNP模型纵截6.3.4ENUNP24P容器吊篮燃料室图灵敏分析图灵敏分析-燃料组件朝吊篮中心的位移（向内位移图6.3.6灵图6.3.6灵敏分析--燃料组件离开吊篮的位移（向外位移图6.3.7：灵敏分析吊篮室内图6.3.7：灵敏分析吊篮室内图6.3.8：灵敏分析--ENUN24P吊篮室最大内部单一货包构71.55（b（单一货包构71.55（b（d）和（e）（对于单一货包）10CFR71.59（对于成套货包【68MCNP5（假设事故条件下容器内部漏水ENP对于该情况，假设慢化剂密度等于容器内腔中水的最大密度（最佳慢化条件。重要的6.3.4节所述，与考虑容器周围有水的现实的假设相比，考虑容器的边界条件为空属于保守的假设。结6.4.16.4.2分别示出了正常条件和事故条件下的分析结果。分析结果证明，无正常运输条件下，设计基准为4.5%U-235富集度且均匀分布单ENUN24P容器临界评价结分析结基础工差----6.4.2事故条件下，设计基准为4.5%U235富集度且均匀分布的单ENUN24P容6.4.2事故条件下，设计基准为4.5%U235富集度且均匀分布的单ENUN24P容构6.5.2分析结基础工差--6.5.1在假设条件下设计ENUN24P货包阵列评构ENUN24P6.3MCNP5模型包6.5.1在假设条件下设计ENUN24P货包阵列评构ENUN24P6.3MCNP5模型包6.6.2B4C在事故运输条件下设计基准ENUN成套货包（无限阵列）临界评价B4C含量（%重量燃料芯-包壳间基础工水水水B4C含量（%重量燃料芯-包壳间基础工结结6.8基准评ANSI/ANS8.1【69ANSI/ANS8.17【610】提供了方法确认指南或建议，并制定了临界安全合格范围。ANSI/ANS-8.1【6-9】要求确认计算临ANSI/ANS8.17【610】决定了确定亚临界安全边际的标准。如【616】所述，通过点阵临界实验确认了ENUN24P容器临界计算方法。除了前面所述临界安全标准，美国核管理委员会（UNNRC）NUREG/CR-24P容器临界分析确认计算。该指南提供了临界实验以及几何性、材料和中子相互作用LWR----K有效时采用的偏差和误差（用△K有效表示点阵临界试验LCE（LWRNEA/NSC/DOC（95）03【618IVVIANLP原始文件【6-19MCNP55%U235U02U02Pu02NUREG/CR6361【617】---------混合的氧化燃料（MOX）PuO2UO2。1.5%5%U235有锆合金、铝或钢包壳的UO2圆柱燃料棒单一点阵。隔室内空棒位置（淹没位置6.8.1LEU6.8.1LEU点阵中临界基准6.8.1.1.2LEU6.8.1.1.2LEU点阵临界实验偏差测6.8.2198UO26.8.3。UO2燃料（198个试验）偏差值为0.00783。表6.8.4示出了该基准分析的适用范围。该LEU的LCE取得的USL为0.9371。由于机械公差或其他条件，可以与其他误差（△K）相加。6.8.16.8.2LCE结果按照正态分布拟合。ShapiroWilksw=0.96，简而言之，该组LCE的正态试验是积极的。6.8.3-6.8.10示出了以下回归分析结果：偏差/富集度、点阵间距、可溶硼浓于每种情况，除非是可溶硼，否则，重要中子参数无明显趋势，因为R²在该情况下接近0。对于可溶硼，R²0.55，这表示弱趋势。对此，建议在反应性计算时考虑该趋势。表LCE（LEU）K表LCE（LEU）KEFFK有效统计数据和K有效统计数据和-95/956.8.4使用范围16临界实验最大富集度为4.74%重量U235。但，对于各类LWR燃料，如果该数据未显示出富集度趋势，适用范围就扩大到5%重量U-235。参数UO2铝富集度（%6.8.4使用范围16临界实验最大富集度为4.74%重量U235。但，对于各类LWR燃料，如果该数据未显示出富集度趋势，适用范围就扩大到5%重量U-235。参数UO2铝富集度（%U2.35-间距（厘米1.26-1.5-可溶硼0-0.017-铝镉铜铜-铅钢K6.8.1KeffKK6.8.1KeffK6.8.2正态分析曲线正态分位数正态曲线（Q6.8.3K/K-富集度线性K-6.8.3K/K-富集度线性K-K有线性拟6.8.4K/K-点阵间距线性K6.8.4K/K-点阵间距线性K-K有间距（厘米线性拟6.8.5K/KEALF线性回K6.8.5K/KEALF线性回KEALFK有线性拟6.8.6K/K-可溶硼浓度（ppm）线性6.8.6K/K-可溶硼浓度（ppm）线性回KK有可溶硼浓度线性拟6.8.7K/K-慢化剂/燃料体积比线6.8.7K/K-慢化剂/燃料体积比线性K-K有-线性拟6.8.8K/K-燃料组件间距线性K6.8.8K/K-燃料组件间距线性K-K有燃料组件间距（厘米线性拟6.8.9K/K-存水湾线性Keff6.8.9K/K-存水湾线性KeffR²调节值为0.01K有通量存水湾间距（厘米线性拟 面积密度(g/cm2B- 6.8.10K/K–硼 面积密度(g/cm2B- 6.8.10K/K–硼或加硼铝表面密度线性R²调节值为0.33，这表示KeffK有线性拟6.8.2偏差测算USL（安全上限）按照NUREG/cr6.8.2偏差测算USL（安全上限）按照NUREG/cr-6361【6-17】测算。如【6-17】所示，USL期间采用的偏差和误差。这样，测算USL时，采用6.8.1.1.2MCNP5与测量值对比后用MCNP获得的数值。K有效预测值（低估这6.3.4节所述灵敏分析，考虑了前文所述改变反应性的其他系数。结果值示6.8.66.8.7K有效发生变化的最恶劣的两种工况：正常条性出现不利的变化，则保守地限于0。USLMMC板最小厚度造成的反应性最大增量。MMC板最大厚度造成的反应性最大增量MMC管最大内部厚度造成的非反应性最大增量0.026.8.5规范6.8.5规范计算6.8.6误差–正常运输条件下灵敏分析–正常运输条件下灵6.8.7误差6.8.6误差–正常运输条件下灵敏分析–正常运输条件下灵6.8.7误差灵敏分误差系最小厚度000-向吊篮外部（向外位0-向吊篮外部（向内位00灵敏分误差系燃料组件位移-向吊篮外部（向外位移燃料组件位移-向吊篮内部（向内位移6.8.8正常运输条件下ENUN24P容器安全上限6.8.96.8.8正常运输条件下ENUN24P容器安全上限6.8.9事故运输条件下ENUN24P容器安全上限6.8.3符合法规6.0EUN24P容器的临界安全。热工评价有关的部分，分别是第2和3节）有据可查的分析支持。最后，ENUN24P容器临界评价过程中进行的所有计算都考虑了所有新鲜燃料组件拥有最大富集度U-235。对于从反应堆芯卸料的燃料组件，这是个保守的假设条件。K有效2+2<K0.91522+2•(0.00043)=0.91608<keff+2σ<0.92491+2•(0.00047)=0.92585<B4C含量（%重量B4C含量（%重量6.9参考6.9参考文[6-1]1AG9FD001,Rev.1,“TechnicalspecificationforPWRAFAFuelAssemblyDesigns”,Ensa,June2014.[6-2]CSNSafetyGuide6.4“Documentationforrequestingauthorisationsinthetransportationofradioactivematerial:approvalsofpackagesandauthorisationforshipping”April2006.[6-3]ADR2015,Europeanagreementconcerningtheinternationalcarriageofdangerousgoodsbyroad,MinistryofDevelopment,GovernmentofSpain.PublishedinBOEno.63,of16thApril2015.[6-4]RID2015,Regulationrelatingtotheinternationalcarriageofdangerousgoodsbyrail.MinistryofForeignAffairsandCooperation.PublishedinBOEno.46of23thFebruary,2015.ErrorcorrectionoftheamendmenttoRID2015publishedinBOEno.182of31thJuly2015[6-5]InternationalMaritimeCodeonDangerousGoods(IMDGCode),ed.2006,amendments2008and2010inaccordancewiththeindicationsofBOE17706,datedThursday,18thNovember2010andinBOE8877datedSaturday10thAugust2013.[6-6]IAEASafetyStandards,SpecificSafetyRequirementsNo.SSR-6,"RegulationsfortheSafeTransportofRadioactiveMaterial",2012Edition,Vienna.[6-7]10CFR71,"PackagingandTransportationofRadioactiveMaterials",Part71,Title10oftheCodeofFederalRegulations.[6-8]ANSI/ANS8.1-1983,“AmericanNationalStandardForNuclearCriticalitySafetyInOperationsWithFissionableMaterialsOutsideReactors”,AmericanNuclearSociety,LaGrangePark,Illinois(1983).[6-9]ANSI/ANS8.17,“AmericanNationalStandardforCriticalitySafetyCriteriafortheHandling,Storage,andTransportationofLWRFuelOutsideReactors,”AmericanNuclearSociety,LaGrangePark,Illinois(2004).[6-10]RegulatoryGuide7.9,“StandardFormatandContentofPart71ApplicationsforApprovalofPackagesforRadioactiveMaterial”,U.S.NuclearRegulatoryCommission,Rev.2,March2005.[6-11]NUREG-1617,“StandardReviewPlanforTransportationPackagesforSpentNuclearFuel”,U.S.NuclearRegulatoryCommission,March2000.[6-12]ENSA-003-CALC-004,Rev.0,“ENUN24PCriticalityCalculation”,[6-13]ENSA-003-CALC-002,Rev.1,“ShieldingEvaluationsoftheENUN24PCaskwithAFAFuelforStorage”,ENERCON.[6-14]