GB/T 15146.12-2017 反应堆外易裂变材料的核临界安全 第12部分：轻水堆燃料燃耗信用制

　　ICS 27 . 120 . 30 F 09

　　中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准

　　GB/T 15146 . 12—2017

　　反应堆外易裂变材料的核临界安全第 12 部分：轻水堆燃料燃耗信用制

　　Nuclearcriticalitysafetyforfissilematerialsoutsidereactors—

　　part12：Burnupcreditforlow waterreactor(LWR)fuel

　　2017-07-31 发布 2018-02-01 实施

　　中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局中 国 国 家 标 准 化 管 理 委 员 会

　　发

　　布

　　GB/T 15146 . 12—20 17

　　前 言

　　《反应堆外易裂变材料的核临界安全》已经或计划发布 12 个部分：

　　—GB 15146 . 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;

　　—GB 15146 . 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、处理的基本技术规则与次临界限值;

　　—GB 15146 . 3 反应堆外易裂变材料的核临界安全 第 3 部分：易裂变材料贮存的核临界安全要求;

　　—GB 15146 . 4 反应堆外易裂变材料的核临界安全 含易裂变物质水溶液的钢质管道交接的核临界安全准则;

　　—GB 15146 . 5 反应堆外易裂变材料的核临界安全 钚-天然铀混合物的核临界控制准则和次临界限值;

　　—GB/T 15146 . 6 反应堆外易裂变材料的核临界安全 第 6 部分：硼硅酸盐玻璃拉希环及其应用准则;

　　—GB 15146 . 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;

　　—GB 15146 . 8 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;

　　—GB/T 15146 . 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;

　　—GB 15146 . 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;

　　—GB/T 15146 . 11 反应堆外易裂变材料的核临界安全 基于限制和控制慢化剂的核临界安全;

　　—GB/T 15146 . 12 反应堆外易裂变材料的核临界安全 第 12 部分：轻水堆燃料燃耗信用制。本部分为《反应堆外易裂变材料的核临界安全》的第 12 部分。

　　本部分由中国核工业集团公司提出。

　　本部分由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC 58)归口 。

　　本部分起草单位：中国核电工程有限公司、中国原子能科学研究院。

　　本部分主要起草人：霍小东、朱庆福、杨海峰、易璇、邵增。

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　　反应堆外易裂变材料的核临界安全

　　第 12 部分：轻水堆燃料燃耗信用制

　　1 范围

　　《反应堆外易裂变材料的核临界安全》的本部分规定了商用轻水堆二氧化铀燃料组件在贮存和运输的临界安全控制中考虑燃料辐照和放射性衰变引起的反应性效应的准则。 本部分还提出了在临界安全评价的输入中描述燃料燃耗的要求。

　　本部分适用于商用轻水堆二氧化铀燃料组件的贮存和运输。

　　本部分假设燃料和任何固定式可燃吸收体都包含在完整的组件内。 对以任何方式进行分解、加固、损坏或再装配的燃料需作进一步的分析。

　　2 规范性引用文件

　　下列文件对于本文件的应用是必不可少的。 凡是注 日期的引用文件，仅注 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(包括所有的修改单)适用于本文件。

　　GB 15146 . 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

　　GB 15146 . 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、处理的基本技术规则与次临界限值

　　3 术语和定义

　　下列术语和定义适用于本文件。

　　3.1

　　可燃吸收体 burnableabsorber

　　一种加于燃料组件通过吸收中子来控制反应性的材料，主要在燃料寿期的初期控制反应性。 随着辐照不断进行，可燃吸收体中子吸收性能下降。 如果可燃吸收体是燃料组件的整体组成部分(不可移动)，即称为“固定式”，否则称为“可移动式”。本部分所指的可燃吸收体除非特别说明，都是指固定式的。

　　3.2

　　可燃吸收体信用制 burnableabsorbercredit

　　考虑存在固定式可燃吸收体引起的总反应性的降低。 由于含有可燃吸收体的燃料受辐照时在寿期初反应性可能会增加，置信辐照后燃料中的可燃吸收体时应进行燃耗分析。

　　3.3

　　燃耗 burnup

　　一个燃料组件的某一区域内单位质量初始锕系元素(如铀和钚)在该区域所释放出来的能量，亦即比燃耗。

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　　3.4

　　燃耗信用制 burnupcredit

　　考虑燃料随堆芯辐照和冷却时间增加引起的反应性的整体降低，包括分析和实施两部分。

　　3.5

　　辐照 irradiation

　　在反应堆内暴露于中子场中，在燃料内引起的裂变和嬗变。

　　3.6

　　冷却时间 coolingtime

　　燃料辐照停止后的时间，在此期间放射性衰变导致了燃料成分的改变，对反应性产生影响。

　　3.7

　　装载约束条件 loadingconstraints

　　为了保证燃耗信用制的实施而在技术规格书中增加的约束条件，此约束条件为燃耗计算或临界安全分析时所假定的关键的组件或堆芯参数。

　　4 确定次临界准则

　　计算的有效增殖因子 kp 加上偏倚和不确定度的扣除量应小于或等于所确定的许可有效增殖因子，

　　见式(1) :

　　kp + Δkp + Δki + Δkb ≤ kc - Δkc - Δkx - Δkm ……………………( 1 )

　　式中：

　　kp — 被评价系统模型的有效增殖因子的计算值。如果由于模型问题引入了负偏倚，且未在其他项中考虑，则 kp 应包含偏倚修正。

　　Δkp — 扣除量，包括：

　　1) 计算 kp 时的统计不确定度或收敛不确定度，或二者之和;

　　2) 材料、制造公差引起的不确定度;

　　3) kp 的计算模型中对几何或材料近似处理所引起的不确定度。

　　Δki — 计算核素成分时由于燃耗计算不确定度对 kp 引入的偏倚和不确定度的扣除量。若以某种方式确定的核素成分可确保有效增殖因子 kp 为包络值，则 Δki 可为 0。更详细的信息

　　见第 5 章 。

　　Δkb — 燃耗记录值的不确定度对 kp 引入不确定度的扣除量。若如 7.2 的描述，通过降低燃耗记录值来考虑，则 Δkb 可为 0。在置信可燃吸收体时，当在临界安全评价中使用了辐照过程的最大有效增殖因子，则 Δkb 也可为 0 。

　　kc — 采用某种特定计算方法和核截面数据库对基准临界实验进行计算所得的有效增殖因子的平均值。用于确定 kc 的基准临界实验宜在物理组成、布置和核特性方面与被评价系统类

　　似 。若被评价系统的参数超出基准临界实验建立的适用范围，则可将适用范围依据计算

　　值 kc 随该参数的变化趋势外推。外推范围较大时，外推趋势的使用宜由其他计算方法来补充。kc 项包含了与基准临界实验相关的偏倚(偏倚等于 kc-1,若偏倚为负值，则置为

　　零)。关于基准适用范围和超出适用范围的进一步的技术要求和推荐参照 GB 15146 . 2 。

　　kc 和 Δkx 之间的关系见第 5 章。

　　Δkc — 是对 kc 的不确定度的扣除量，包括：

　　1) 计算 kc 时的统计不确定度或收敛不确定度，或二者之和;

　　2) 基准临界实验的不确定度;

　　3) 由外推引起的不确定度;

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　　4) 在计算 kc 时对模型几何或材料近似处理所引起的不确定度。

　　Δkx — 是对 kc 和(或)Δkc 的一种可能补充，源自核截面数据库的偏倚和不确定度的扣除量，该项可能未充分包含在 kc 或 Δkc 中。可使用实验数据确定 Δkx 值。此项可能已部分或全部被 kc 和(或)Δkc 所涵盖，列于此是为了确保偏倚和不确定度的潜在来源已被认识和考

　　虑到。

　　Δkm — 对未知不确定度所考虑的裕量，通常认为是足以确保所模拟的物理系统次临界安全的

　　裕量。

　　式(1)的各项包含了各种偏倚和不确定度的扣除量。 在式(1)中每一项(有时在不同的项中)包含的

　　统计不确定度(非偏倚)可通过合适的证明和考虑将它们统计组合在一起。Δkm 项为非统计不确定度，

　　因而不应包含在不确定度的统计组合中。

　　如果 Δki 和 Δkx 非独立，则可一起确定(见 5 .3)。

　　5 燃耗信用制的验证

　　5 . 1 总则

　　燃耗信用制方法的验证应符合本章的建议和要求。

　　燃耗信用制方法的验证，可分别对其各组成部分进行验证(如核素成分的验证和临界计算的验证)，或进行组合验证，即不单独对分析方法各组成部分的偏倚和不确定度进行确定。 对各组成部分的验证或组合验证的水平应根据应用或可能的应用情况来确定。 分析方法的验证也可通过以下途径完成，某些偏倚和不确定度由分析方法的各组成部分独立确定，而其他的偏倚和不确定度则组合确定。 在第4 章提及的所有偏倚和不确定度都应以适当的形式独 自考虑或组合考虑。

　　临界安全应用的验证通常依赖于实验。 除了实验，其他 日 常运行或事件的测量通过评价和记录也可作为燃耗信用制验证的基准。

　　5 . 2 分析方法的验证

　　5 . 2 . 1 验证概述

　　采用组成部分验证方法验证燃耗信用制需要两步：核素成分的验证和临界计算的验证。

　　5 . 2 . 2 核素成分的验证

　　燃耗和衰变的分析方法用于确定核素成分，而核素成分用于确定有效增殖因子。 宜通过与测量数

　　据的比较来证明核素成分分析的适当性，宜使用测量数据确定 Δki。测量数据缺乏时，可使用其他保守方法来确定 Δki ,如保守假设 Δki 为燃耗置信引起的反应性降低的某一固定份额。

　　5 . 2 . 3 临界计算的验证

　　得到用于确定有效增殖因子的核素后，应使用临界或次临界实验测量数据验证计算 kp 的分析方法，使用 GB 15146.2 中的准则确定 kc 和 Δkc 项。

　　5 . 3 组合验证方法

　　可通过对已知辐照历史的辐照燃料组成的临界系统进行分析来验证燃耗信用制方法(如核素成分

　　和临界计算的确定)。这种验证方法，Δki、Δkx 和可能的 Δkc 项可不再分开。通过计算已辐照燃料临界

　　实验的有效增殖因子来确定核素成分和截面的不确定度。

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　　6 燃耗信用制分析

　　6 . 1 总则

　　燃耗信用制分析要求以某种方法计算核素成分，该成分应涵盖被分析系统所装载的燃料和吸收体。获得核素成分后，基于被分析系统可能装载的燃料和吸收体特征，应研究这些核素在被分析系统中的分布引起的反应性效应，并确定合理保守的核素成分与分布。 最后，应对系统装载的约束条件进行描述。

　　6 . 2 核素成分的计算

　　对于 kp 计算所置信的核素成分，应通过模拟堆芯燃料所经历的实际或假设的辐照和衰变条件来确

　　定 。应评价燃料所经历的或可能经历的辐照条件范围，论证分析中用到的值的合理性。 而且，应考虑在允许的冷却时间范围内核素成分的任何改变。 在计算核素成分时，宜使用经过验证的、可靠的程序。

　　应在分析中至少考虑下列反应堆和燃料条件：

　　— 燃耗;

　　— 反应性控制[如可溶硼和(或)控制棒];

　　— 可燃吸收体的存在(固定式或可移动式);

　　— 冷却剂温度和密度;

　　— 燃料温度;

　　— 功率密度;

　　— 冷却时间。

　　6 .3 系统 kp 的计算

　　用于确定 kp 的分析方法，应能充分模拟被分析系统的材料和几何条件。应分析由轴向和径向燃耗

　　分布的不均匀性引起的反应性效应，并确定合理保守的燃耗分布。

　　6 . 4 装载约束条件的建立

　　应使用式(1)中的次临界准则，建立可接受装载约束条件，确定可放入系统的燃料组件。 对于压水堆燃料，主要的装载约束条件应是不同初始富集度对应的最小燃耗，根据需要可建立其他约束条件(如固定式可燃吸收体的数量、组件的类型、堆芯可溶硼的浓度等)。

　　临界安全评价应指出用于确认装载约束条件的假设。 该假设应与 6 . 2 列出的反应堆和燃料条件相符，并被证明是正当的。

　　7 操作需要考虑的要素

　　7 . 1 管理和操作规程

　　应使用与 GB 15146 . 1 一致的行政管理规定、控制和书面程序来确保只装载满足装载约束条件的燃料。

　　7 . 2 燃耗记录

　　燃耗记录值可通过核设施的记录或组件卸出后的测量获得。 本部分不关注反应堆中燃耗记录值是如何获得的。 应根据燃耗记录的不确定度调整燃耗记录值或装载约束条件;或者在式(1)中考虑燃耗不

　　确定度的反应性效应(Δkb)。可通过分析反应堆燃耗记录获得方法的不确定度来确定反应堆记录的燃

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　　耗不确定度，或者将反应堆记录的燃耗值与燃耗的测量值进行比较来确定。

　　7 . 3 独立核实

　　在将燃料组件放入应用燃耗信用制的系统之前，应独立核实其符合装载约束条件。 独立核实的方法应适合于该应用燃耗信用制的系统。