GB/T 41140-2021 压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项分析准则（正式版）

ICS27.120GB/T41140—2021压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会I Ⅲ1范围 12规范性引用文件 1 1 25堆芯辐射源项 26乏燃料组件辐射源项 37燃料相关组件辐射源项 4附录A(资料性)堆芯积存量分析中选取的核素及元素种类 5附录B(资料性)燃料相关组件常见典型材料辐射源项分析的核素种类 7参考文献 8ⅢGB/T41140—2021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。本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归口。杨寿海。1压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项分析准则本文件规定了压水堆核电厂堆芯、乏燃料组件和燃料相关组件的辐射源项分析准则。本文件没有规范性引用文件。下列术语和定义适用于本文件。比燃耗2辐射源中存在或释放的辐射和(或)放射性物质以及能量等的有关数据。4基本要求4.1堆芯辐射源项应分析中子源强、Y源强、核素积存量，必要时也应给出元素质量。乏燃料组件源项应分析中子源强、Y源强、核素积存量。燃料相关组件辐射源项应分析核素活度、Y源强、中子源材料的中子源强。4.2辐射源项分析应根据不同的分析对象和分析目的考虑一定的保守性。4.3辐射源项分析应使用经过确认的软件，并使用经过评价的核数据库。4.4放射性核素计算。a)核素产生项应包括：1)中子反应产生途径；2)衰变产生途径；3)其他途径，如(α,n)、(Y,n)等其他可能产生核素的反应，外部补充核素等。b)核素消失项应包括：2)中子反应消失途径；3)其他途径，如其他可能导致核素消失的反应、核素去除等。c)计算参数应包括：1)燃料设计参数包括燃料初始富集度、燃料装量、燃料中的毒物等；2)功率运行史参数包括运行功率、运行时间、停堆冷却时间等参数；3)截面数据库的选用应与燃料设计参数和功率运行史参数相适应。4.5中子和γ源强分析考虑的因素应包括所释放中子、γ能量的差异。4.6对于经历多个循环的核燃料或反应堆运行中存在变功率的情况，可根据具体的功率运行史进行计算。5堆芯辐射源项5.1功率运行状态堆芯中子源强和Y源强5.1.1功率运行状态堆芯辐射源主要考虑裂变过程中产生的中子和γ射线。5.1.2功率运行状态堆芯中子源强和Y源强应包含源强空间分布分析，各空间位置的中子源强和γ源强可由公式(1)给出： (1)S——粒子源强，单位为粒子数每秒(粒子数/s);i——第i种裂变核素；P₁——特定位置的第i种裂变核素的裂变功率，单位为瓦(W);3GB/T41140—2021v;——第i种裂变核素单次裂变释放的粒子数；K,——第i种裂变核素单次裂变释放的能量，单位为焦耳(X;——第i种裂变核素发生裂变反应释放粒子的能谱。5.2停堆后堆芯中子源强和Y源强a)锕系核素自发裂变产生的中子；b)锕系核素衰变产生的α射线与燃料中的轻核反应产生的中子；c)中子源组件产生的中子。5.2.2停堆后堆芯γ来源应包括：a)活化产物衰变；b)裂变产物衰变；5.2.3中子源强和Y源强计算应根据燃料富集度、燃料辐照历史等参数对燃料进行分区。5.2.5中子源强和Y源强通常可使用全堆平均源强，必要时按燃料分区给出源强结果。5.2.6当剂量分析位置所面对的堆芯部位燃耗或功率高于堆芯平均值时，宜根据实际燃耗或功率计算辐射源强或采取其他保守性方法进行分析。5.3堆芯核素积存量5.3.1堆芯核素积存量分析应根据燃料富集度、燃料辐照历史等参数对燃料进行分区，分别计算各区燃料组件的积存量。5.3.2堆芯核素积存量计算应选用保守的燃耗或功率进行分析，但用于严重事故分析的堆芯核素积存5.3.3堆芯核素积存量分析的核素种类选取，应按照对最终剂量后果贡献较大的原则选取。宜考虑三c)核素对人体和环境的危害较大。5.3.4用于正常运行期间源项分析时，堆芯核素积存量宜包含的核素种类见附录A中表A.1。5.3.5用于设计基准事故安全分析时，堆芯核素积存量应包括的核素为氪、氙、碘及铯等元素的同位5.3.6用于严重事故分析时，堆芯核素积存量宜包含的核素种类见表A.3。若需提供堆芯的元素质量，元素种类选择宜见表A.4。6乏燃料组件辐射源项6.1乏燃料组件中的中子来源应包括：a)锕系核素自发裂变产生的中子；b)锕系核素衰变产生的α射线与燃料中的轻核反应产生的中子；c)中子源组件产生的中子。6.2乏燃料组件中的γ源强应包括：4GB/T41140—2021a)燃料本身的裂变产物和锕系核素衰变γ源强；端部。6.3乏燃料组件辐射源项应给出多个停堆冷却时间后的源项结果，停堆冷却时间的范围应能够覆盖乏6.4乏燃料水池不同分区的乏燃料组件宜分别给出各自的核燃料中子源强和γ源强，各区源强结果应7燃料相关组件辐射源项7.1若燃料相关组件会抽离燃料组件单独进行操作或进行废物处置，应提供燃料相关组件的活化产物7.3燃料相关组件辐射源项分析应根据其材料构成选取对辐射源项贡献较大的活化产物，燃料相关组件常见典型材料辐射源项分析的核素种类见附录B。7.5结构材料中不同元素质量份额选取应具有保守性。考虑的因素还应包括燃耗变化和硼浓度变化对计算结果的影响。7.7燃料相关组件的辐射源项分析考虑的因素应包含辐照历史的影响。7.8燃料相关组件辐射源项应给出多个停堆冷却时间后的源项结果，停堆冷却时间的范围应能够覆盖7.9燃料相关组件的辐射源项应具有保守性，能5GB/T41140—2021(资料性)正常运行期间宜考虑的堆芯积存量核素种类见表A.1。表A.1正常运行期间宜考虑的堆芯积存量核素种类序号核素种类序号核素种类序号核素种类序号核素种类1Kr-85mSr-92Xe-133Ru-1032Te-134Cs-137Pr-1433Y-91Kr-88Mo-994Te-131Cs-134Ce-141Sr-905Kr-85Zr-95Xe-135Ru-1066Ba-140Cs-138Ce-1447Sr-91Xe-133mTc-99m8Te-132Cs-136Ce-143Y-909Kr-87Nb-95Xe-138Te-131mLa-140Sr-89Pr-144设计基准事故宜考虑的堆芯积存量核素种类见表A.2。序号核素种类序号核素种类序号核素种类序号核素种类162738495严重事故宜考虑的堆芯积存量核素种类见表A.3。表A.3严重事故宜考虑的堆芯积存量核素种类序号核素种类序号核素种类序号核素种类序号核素种类1Xe-131m6Cs-137Pr-1442Cs-1367Pr-143Xe-135m3Ba-1408Pm-147Xe-135Rb-884Nb-979Xe-133mRb-865Xe-133Cs-138Y-906GB/T41140—2021表A.3严重事故宜考虑的堆芯积存量核素种类(续)序号核素种类序号核素种类序号核素种类序号核素种类Xe-138Rh-103mZr-95Te-125mCm-242Te-132Pu-239Ru-103Kr-87Tc-99mY-91Te-129mCe-143Sb-129Kr-83mRh-105Zr-97Te-127Cm-244Te-133mPu-240Ru-105Kr-88La-140Br-83Y-92Te-131Ce-144Ba-137mKr-85Rh-106Nd-147Te-127mAm-241Sb-125Pu-241Ru-106La-142Cs-134Y-93Te-131mPu-238Ba-139Kr-85mMo-99Nb-95Te-129Ce-141Sb-127Np-239严重事故宜考虑的堆芯积存量元素种类见表A.4。表A.4严重事故宜考虑的堆芯积存量元素种类元素组(按释放能力分组)元素惰性气体卤素碱金属碲组元素钡、锶稀有金属Ru、Rh、Pd、Mo、Tc、Co铈组元素/镧系元素/锕系核素镧系元素/锕系核素La、Zr、Nd、Eu、Nb、Pm、Pr、Sm、Y、Cm、Am7GB/T41140—2021(资料性)燃料相关组件常见典型材料辐射源项分析的核素种类表B.1给出了燃料相关组件常见典型材料辐射源项分析的核素种类。表B.1燃料相关组件常见典型材料辐射源项分析的核素种类材料银铟镉钨因科镍合金锑铍合金不锈钢核素种类Ag-110mW-185Ta-183Sb-122Cr-51W-187Ta-182Sb-124Mn-54Re-186Cr-51H-3Fe-55Ag-111Re-188Co-58Fe-59Ag-109mW-188Co-60Co-58Cd-109W-181Co-60Ta-183Ni-63GB