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

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国家标准 GB/T15146.12一2017 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 Neleareritiealitysafelytrtisilematerialsoutsidereactors Part12BurnupcreditforlowwaterreactorLWRfuel 2017-07-31发布 2018-02-01实施 国家质量监督检验检疫总局 发布 国家标准化管理委员会国家标准
GB/T15146.12一2017 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 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 评价的输人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 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 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 G81514n.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 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 -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burnableabsorberecredit 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 个燃料组件的某一区域内单位质量初始铜系元素(如铀和钵)在该区域所释放出来的能量,亦即 比燃耗
GB/T15146.12一2017 3.4 燃耗信用制burmuperelit 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赠变 3.6 冷却时间clin" time 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 确定次临界准则 计算的有效增殖因子k，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) ，十Ak，十Ak十Ak，GB/T15146.12一2017 4) 在计算 时对模型几何或材料近似处理所引起的不确定度 是对k，和或)k 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 k， 可能未充分包含在k 或k 中 可使用实验数据确定k、值 此项可能已部分或全部 被k 和(或)Ak 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 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 km 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()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 Ak 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k，和4k非独立,则可一起确定(见5.3) 燃耗信用制的验证 5 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Aki 测量数据缺乏时,可使用其他保守 方达来确定Ak,,如保守假设Ak,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k，的分析方 法,使用GB15146.2中的准则确定k 和公k 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,心ki,k，和可能的k 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
GB/T15146.12一2017 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k，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[如可溶棚和(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k，的计算 用于确定k，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,确定可放人系统的燃料组件 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,堆芯可溶棚的浓度等》. 临界安全评价应指出用于确认装载约束条件的假设 该假设应与员2列出的反应堆和燃料条件相 符,并被证明是正当的 操作需要考虑的要素 7.1管理和操作规程 应使用与GB15146.l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(Ak) 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
GB/T15146.12一2017 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 在将燃料组件放人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

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

随着核工业的发展，反应堆外易裂变材料的核临界安全问题越来越受到重视。针对这一问题，国际上相继制定了一系列标准和规范，其中《核临界安全第12部分：轻水堆燃料燃耗信用制GB/T15146.12-2017》就是其中之一。

该标准通过对燃料燃耗进行信用评估，建立了一套完整的燃耗管理制度，旨在确保燃料在使用过程中的安全性和可靠性。具体而言，该制度包括燃料寿命评估、燃料组件管理、现场操作监测等方面，能够全面保障燃料的使用安全。

在实践中，轻水堆燃料燃耗信用制已经得到了广泛应用。例如，在中国的核电站中，就采取了该制度进行燃料燃耗的管理和监测。这样，不仅能够保证燃料的安全性，还能够提高核电站的经济效益。

总之，反应堆外易裂变材料的核临界安全是一个重要的问题，在保障人类社会的发展中具有不可替代的作用。而轻水堆燃料燃耗信用制则是当前解决这一问题的有效手段之一。

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