(高清版)GB 15146.8-2008 反应堆外易裂变材料的核临界安全 第8部分：堆外操作、贮存、运输轻水堆燃料的核临界安全准则

代替GB15146.8—1994反应堆外易裂变材料的核临界安全燃料的核临界安全准则Part8:Criticalitysafetycriteriaforthehandlin2008-09-19发布中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局发布I本部分的全部技术内容为强制性。GB15146《反应堆外易裂变材料的核临界安全》迄今已经发布了下列11个部分：——GB15146.1第1部分：核临界安全行政管理规定(代替GB15146.1—1994)——GB15146.2第2部分：易裂变材料操作、加工、处理的基本技术规则与次临界限值(代替——GB15146.3第3部分：易裂变材料贮存的核临界安全要求(代替GB15146.3—1994)——GB15146.4含易裂变物质水溶液的钢质管道交接的核临界安全准则——GB15146.5钚-天然铀混合物的核临界控制准则和次临界限值——GB/T15146.6硼硅酸盐玻璃拉希环及其应用准则——GB15146.7次临界中子增殖就地测量安全规定部分：堆外操作、贮存、运输轻水堆燃料的核临界安全准则(代替——GB15146.9核临界事故探测与报警系统的性能及检验要求——GB15146.10固定中子吸收体的应用安全要求——GB/T15146.11基于限制和控制慢化剂的核临界安全GB15146对反应堆外易裂变材料操作、加工、处理、贮存和运输的核临界安全提出了要求和建议。本部分为GB15146的第8部分。本部分代替GB15146.8—1994《反应堆外易裂变材料的核临界安全堆外操作、贮存、运输轻水堆燃料单元的核临界安全准则》。本部分与GB15146.8—1994相比主要变化：——增加了前言部分；——在范围中增加了轻水堆燃料棒；——建立了符合统计学概念的次临界准则的方法；——删除了有关行政管理措施等(1994版第5章);此次修订的绝大多数是编辑性的修改，除删除了一些无须有的章节外，还添加了一些新内容，例如符合统计学概念的次临界准则建立方法。应通过文件化的论证说明理由。本部分的附录A为资料性附录。本部分由全国核能标准化技术委员会提出。本部分由全国核能标准化技术委员会归口。本部分起草单位：中国核电工程有限公司。本部分于1994年首次发布。1反应堆外易裂变材料的核临界安全燃料的核临界安全准则本部分规定堆外操作、贮存和运输轻水堆燃料棒和燃料单元的核临界安全准则。本部分适用于轻水堆燃料棒和燃料单元的堆外操作、贮存和运输。2规范性引用文件下列文件中的条款通过本部分的引用而成为本部分的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本部分，然而，鼓励根据本部分达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本部分。GB15146.1反应堆外易裂变材料的核临界安全第1部分：核临界安全行政管理规定GB15146.2反应堆外易裂变材料的核临界安全第2部分：易裂变材料操作、加工、处理的基本技术准则与次临界限值GB15146.7反应堆外易裂变材料的核临界安全次临界中子增殖就地测量安全规定GB15146.9反应堆外易裂变材料的核临界安全核临界事故探测与报警系统的性能及检验要求GB15146.10反应堆外易裂变材料的核临界安全固定中子吸收体的应用安全要求3术语和定义下列术语和定义适用于本部分。受控参数controlledparameter限制在规定范围内的参数。包含易裂变核素的材料的细长圆柱体，通常封装在金属套管中。操作、贮存、运输时的基本单位。例如，燃料组件、装在罐内的乏燃料或集合在一起的燃料棒。由原作者以外的具备资格的人员对前者所完成的核临界安全评价所进行的审查，目的是确保该评价是正确的。审查者与原作者可同属一个单位。4一般安全准则4.1一般的核临界安全行政管理规定和技术规定见GB15146.1、GB15146.2。4.2用于计算有效增殖因子的方法应依照GB15146.2进行确认。24.3应按照GB15146.9中的规定确定设置临界报警系统的必要性和它们的使用规则。4.4对于任何涉及到燃料棒或燃料单元的操作、贮存、运输的作业或系统，在作业的首次进行或系统初次使用，或者对它们实施变更之前，应按照第5章规定的准则对所有的正常工况、可信的异常工况进行评价，以断定此类作业或系统是次临界的(见附录A)。4.5核临界安全评价应确定并明确指出临界安全所依赖的受控参数，及其设计、操作限值。这些受控参数或者工况的变化所产生的影响应形成文件。4.6核临界安全评价应形成文件，这些文件要内容详细、条理清楚，不能含糊不清，以利于独立审查和确保结果的正确性。4.7在作业实施之前，应进行独立审查，以确保4.4所要求的评价是适当的。4.8在作业实施之前，应核实作业时的构型与工况要满足4.5规定的设计与操作限值要求。4.9可以使用在燃料自身、结构件、设备中或与结构件、设备组成一体的溶液中，加入诸如钆、硼等中子吸收剂的方法，来确保核临界安全。但在依赖中子吸收剂确保临界安全时，则应运用控制措施确保其保持预定的布置、分布和浓度。在使用溶液吸收剂时宜格外小心，应符合相关安全标准的规定。燃料单元中含有可燃毒物时，寻找反应性最大的状态时宜格外小心。应按照GB15146.10中的规定使用固定中子吸收剂4.10在进行核临界安全评价时，应在可信数值范围内选取那些影响反应性的燃料特性(如材料组成、几何条件或温度),以便获得所评价系统的最大中子增殖因子。可以通过找出一个最大的燃料单元反应性，并确保任一燃料单元的反应性不比该反应性数值更大的策略，来考虑由于燃耗而引起的反应性降低。可以通过以下措施来保证任一燃料单元的反应性不超过上述最大反应性值：a)与反应性相关的测量；b)分析以及核实每个燃料单元的辐照历史。此外，还应考虑燃料单元中的燃耗的轴向分布。4.11对燃料棒和燃料单元进行操作、贮存、运输时，应留有足够的安全系数，以保证至少需要一并发生两个不大可能发生的、彼此独立的条件变化时才有可能导致临界事故的发生。5确定次临界准则5.1当用分析的方法来预测中子增值因子时，按式(1)计算出的中子增值因子k。应等于或小于所确定式中：k,——在所有正常工况或可信的异常工况或事件情况下，被评价系统的中子增殖因子计算值k。ke——用特定的计算方法计算若干基准临界实验得到的平均k。用于计算k。的基准临界实验在物理组成、构型和核特性(包括反射层)等方面宜与被评价系统类似。若被评价系统的参数超出了基准临界实验确定的适用范围，则可将适用范围依据k。随该参数的变化趋势外推求得。当外推范围较大时，使用趋势外推的做法宜使用其他计算方法加以补充。关于在适用范围内和外推至适用范围以外的问题，见GB15146.2。△kp——给以下几个方面留出的扣除量：——计算k。时的统计不确定度或收敛不确定度，或二者之和；——材料和制造公差；——在计算方法中对几何或材料近似处理所引起的不确定度。△ke——给k。的不确定度留出的裕量，包括以下几个方面的扣除量：——临界实验的不确定度；——计算k.时的统计不确定度或收敛不确定度，或二者之和；3——当k。是在实验数据范围之外时，由外推引起的不确定度；——在计算方法中对几何或材料近似处理所引起的不确定度。△km——为确保k。为次临界值而附加的裕量。按统计学理论，当不同的不确定度是相互独立时，可以将它们组合在一起，上述不等式可变为式(2):5.2那些不能直接获得k的方法，但其有效性已经按照GB15146.2的规定得到确认时，也可用于确保次临界。5.3合适的实验数据或由实验导出的数据，只要留出足以确保次临界的扣除量，就可以直接使用的。5.4按照GB15146.7的规定执行的就地测量，也可用于确保次临界。4(资料性附录)在操作、贮存和运输燃料单元时需考虑的核临界安全因素A.1概述在进行核临界安全评价时，要考虑燃料的设计参数、贮存布置的各种尺寸、燃料操作规程、慢化和反射条件等，以确保所考虑的状态是可信的反应性最大的状态。4.4要求考虑与受控参数相关的正常工况和可信异常工况，并要考虑与受控参数相关的各种不确定度，包括设计的容许偏差。典型的参数和条件如下：A.2燃料棒参数燃料棒参数包括：——可燃毒物成分、密度和分布(注意：含有可燃毒物的已辐照燃料的反应性可能会超过未辐照燃料的反应性);——燃料棒的几何参数，包括包壳材料与厚度；——燃料棒内对反应性的影响较大的其他材料，以及它们的分布。A.3燃料单元组成燃料单元的组成包括：——燃料单元内的燃料棒数目及其位置；——燃料单元的尺寸；——吸收棒的数量以及位置，水通道以及其他可能存在的材料。A.4燃料单元布置燃料单元的布置包括：——燃料单元的数量和间距；——燃料单元间固定的中子吸收剂；——维持燃料单元的构型的结构材料(核特性、数量、位置和尺寸);——燃料单元的布置在装卸操作期间的变化。燃料单元内和燃料单元之间的可信的慢化条件，例如：干法贮存燃料单元时塑料垫片或其他慢化材料(雾、雪、工作人员等);在水下贮存燃料单元时水的密度、温度，包括由沸腾引起的空泡。A.6反射层和耦合作用条件反射层和耦合作用条件包括：—反射层的组成、构型和位置；——与其他易裂变材料的耦合作用