GB/T41140-2021
压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项分析准则
AnalysiscriterionforradiationsourcetermofreactorcoreandspentfuelassemblyinPWRnuclearpowerplant
- 中国标准分类号（CCS）F70
- 国际标准分类号（ICS）27.120
- 实施日期2022-07-01
- 文件格式PDF
- 文本页数11页
- 文件大小626.86KB
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压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项分析准则
国家标准 GB/T41140一2021 压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项 分析准则 Analysiscriterionforradiationsource ermofreaetorcreandspemtfuel assemblyinwRnuclearpowerplant 2021-12-31发布 2022-07-01实施 国家市场监督管理总局 发布 国家标涯花管理委员会国家标准
GB/41140一2021 目 次 前言 范围 2 规范性引用文件 术语和定义 . 基本要求 堆芯辐射源项 乏燃料组件辐射源项 燃料相关组件辐射源项 附录A资料性堆芯积存量分析中选取的核素及元素种类 燃料相关组件常见典型材料辐射源项分析的核素种类 附录B资料性 参考文献
GB/41140一2021 前 言 本文件按照GB/T1.1一2020<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 起草
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
本文件起草单位;核动力研究设计院、核电工程有限公司、中广核工程有限公司
本文件主要起草人:魏述平、李兰、肖锋、杨洪润谭怡、吕焕文、毛亚蔚、米爱军、王晓霞、唐邵华、 杨寿海
GB/41140一2021 压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项 分析准则 范围 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 本文件适用于压水堆核电厂堆芯,乏燃料组件和燃料相关组件的辐射源项分析,其他堆型(如重水 堆、高温气冷堆、快中子增殖堆等)参考使用
本文件不适用于乏燃料的离堆贮存、运输、后处理、处置等情况
规范性引用文件 本文件没有规范性引用文件
术语和定义 下列术语和定义适用于本文件
3.1 燃料组件
fuelassembly 组装在一起并且在堆芯装料和卸料过程中不拆开的一组燃料元件 [[来源;GB/T4960.2一1996,3.1o] 3.2 燃料相关组件fuelass0ciatedassembly 控制棒组件、,中子源组件,可燃毒物组件和阻力塞组件的统称 [来源:GB/T4960.21996,3.13 3.3 活化产物 activationproduct 中子、质子或其他核粒子轰击材料后产生的放射性产物
[[来源GB/T4960.1一2010,7.58] 3.4 裂变产物fissionproduet 核裂变生成的裂变碎片及其衰变产物
[来源:GB/T4960.1一2010,6.13] 3.5 钢系核素actinidenuelide 元素周期表中,从89号元素钢到103号元素的核素
[来源GB/T4960.1一2010,2.87,有修改 3.6 燃耗burnup 比燃耗 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
[来源:(GB/T15146.12一2017,3.3]
GB/T41140一2021 3.7 源项soureeterm 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
注如放射性核素的种类,量,化学形态、释放的模式与速率等
[来源GB/T4960.8一2008,2.10] 基本要求 4.1堆芯辐射源项应分析中子源强、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、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
核素产生项应包括 a 1) 中子反应产生途径; 22 衰变产生途径; 其他途径,如(a,n).(Y.n)等其他可能产生核素的反应,外部补充核素等
3 b核素消失项应包括 衰变消失途径; 1 2 中子反应消失途径; 其他途径,如其他可能导致核素消失的反应,核素去除等
3 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; 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; 2 33) 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7源强分析考虑的因素应包括所释放中子、Y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丫射线
5.1.2功率运行状态堆芯中子源强和7源强应包含源强空间分布分析,各空间位置的中子源强和丫源 强可由公式(1)给出 -习层) 式中 粒子源强,单位为粒子数每秒(粒子数/s); 第i种裂变核素; P -特定位置的第i种裂变核素的裂变功率,单位为瓦(w);
GB/41140一2021 -第】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(J); X -第i种裂变核素发生裂变反应释放粒子的能谱
5.1.3裂变核素应包括压水堆中裂变反应率高的核素,如U-235、,U-238,Pu-239,Pu-241等
5.2停堆后堆芯中子源强和?源强 5.2.1停堆后堆芯中子来源应包括: 铜系核素自发裂变产生的中子 a b 铜系核素衰变产生的a射线与燃料中的轻核反应产生的中子; 中子源组件产生的中子
c 5.2.2停堆后堆芯丫来源应包括 活化产物衰变; a b 裂变产物衰变 c 铜系核素衰变
中子源强相了源强计算应根据燃料富集度、燃料牺照历史等参数对燃料进行分区
5.2.3 中子腺强相了鄙显计算结果应包络寿期各个阶段，一般便用寿期末的值. 5.2.4 中子源强和7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
5.2.5 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 量宜使用最佳估算值
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 方面因素: 核素产生量较大、半衰期较长、,放射性活度较大 a 核素迁移能力较强,如较容易迁移到燃料棒气隙、冷却剂、安全壳和环境; b 核素对人体和环境的危害较大
c 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氮、饭、碘及饱等元素的同位 素,宜包含的核素种类见表A.2 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
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: 铜系核素自发裂变产生的中子 a b 钢系核素衰变产生的a射线与燃料中的轻核反应产生的中子; 中子源组件产生的中子
6.2乏燃料组件中的y源强应包括:
GB/T41140一202 燃料本身的裂变产物和铜系核素衰变丫源强: a D燃料之外的结构材料活化产物衰变的y源强,在乏燃料组件卸料、贮存、转运时间范围内,若其 丫源强与燃料本身的源强有可比性,则需进行分析,如常规压水堆核电厂乏燃料组件的上、下 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 燃料组件的最长贮存时间 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丫源强,各区源强结果应 具有保守性,能够包络该区任一燃料组件的源强结果 燃料相关组件辐射源项 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话化产物 7.1 核素活度及7源强
7.2 对有外加中子鄙的反应堆,宜提供中子源芯体材料的中子源强了源强和核素活度 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 7.3 件常见典型材料辐射源项分析的核素种类见附录B
7.4材料活化计算时,考虑的核素反应链可根据结构材料化学成分、核素产生量、半衰期,放射性强度 做适当简化
7.5结构材料中不同元素质量份额选取应具有保守性
7.6中子活化产物所用中子能谱的计算,可通过中子输运相关的数值计算方法得到,在计算热中子时， 考虑的因素还应包括燃耗变化和碉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 燃料相关组件的贮存、转运和处理， 7.9燃料相关组件的辐射源项应具有保守性,能够包络同类型燃料相关组件的辐射源项结果
GB/41140一2021 附 录 A 资料性) 堆芯积存量分析中选取的核素及元素种类 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 21 31 Kr-85m l Sr-92 Xe-133 Ru-103 -133 12 Te-134 22 Cs-l37 32 Pr-l43 Y-91 13 Mo-99 33 Kr-88 23 -131 24 34 Te-131 Cs-134 Ce-14 Sr-90 14 35 Kr-85 Zr-95 25 Xe-135 Ru-106 15 36 1-134 Ba-140 26 Cs-138 Ce-144 16 Sr-91 17 Xe-133m 21 Tc99m 37 I-132 Te132 18 Cs-136 28 Ce143 38 Y-90 39 Kr87 19 Nb95 29 Xe-138 Te-13lm I-135 20 10 30 Sr89 40 Pr-144 La-140 设计基准事故宜考虑的堆芯积存量核素种类见表A.2
表A.2设计基准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 -131 16 Kr-85 Xe-133m Cs-137 X 17 Kr-83m 12 Cs-136 -135 133 18 xe-13lm Cs-134 13 -134 Kr-88 14 19 Xe-138 1-133 Kr87 Xe-135m 20 I-132 10 Kr-85m 15 Xe-135 Cs-138 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 序号 核素种类 序号 核素种类 核素种类 序号 核素种类 Xe-131m Cs-137 Sr-90 16 Pr-144 Cs-136 Sr-89 12 Pr-143 17 Xe-135m 18 Ba-l40 Pm-147 13 Xe-135 Rb-88 19 Nb97 Xe-133m Rb86 Sr92 Y-90 Xe133 10 Cs-138 Sr91 20
GB:/T41140一2021 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 核素种类 序号 核素种类 序号 核素种类 序号 35 63 21 Xe-138 Rh103m 49 1-131 Zr95 Te-125m Cm-242 50 Te-132 Pu-239 2 36 64 Ru-103 551 Tc-99m 65 1-135 37 Kr87 23 24 Y-91 38 Te-129mm 52 Ce-143 66 Sb129 25 Kr-83m 39 Rh-105 53 1-132 67 Zr97 40 54 68 26 Te-127 Cm-244 Te-133m Pu240 69 27 Ru105 41 Kr88 55 la-l40 Br-83 Te-131 Ce144 Y-92 28 6 70 42 Ba-137m 43 Rh-106 57 L-133 71 Nd-147 29 Kr85 30 Te-127m 44 Am-241 58 Sb125 72 Pu24 31 45 73 Ru-106 1-130 59 la-142 Cs-134 74 32 Y-93 46 Te-13lm 60 Pu-238 Ba-139 6T 75 33 Kr-85m 47 Mo-99 -134 Nb-95 76 34 48 Te-129 Ce-141 62 Sb127 Np-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 Xe,Kr 卤素 l、Br Cs,Rb 碱金属 Te,Sb,se 确组元素 俱、钯 Ba、Sr 稀有金属 Ru、Rh、Pd,Mo、Te,Co 组元素/锏系元素/饷系核素 Ce、,Pu、Np 锏系元素/铜系核素 La、Zr、Nd、Eu、Nb,Pm、Pr、Sm、Y,Cm,A
GB/41140一2021 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 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 钨 材料 银钢 因科镍合金 锄合金 不锈钢 Ag-l10m W-185 Ta-183 Sb122 Cr-51 In-ll4m w-187 Ta-182 Sb-124 Mn-54 H-3 Fe-55 n-ll4 Re186 Cr-51 Re-188 核素种类 Awm o-58 Fe-59 -109m w-188 Co-60 Co-58 Ag Cd-109 w-181 Co-60 In-115m Ta-183 N63
GB:/T41140一2021 考文献 参 [[1]GB/T4960.1一2010核科学技术术语第1部分;核物理与核化学 [2幻 GB/T4960.2一1996核科学技术术语裂变反应堆 [3]GB/T4960.8一2008核科学技术术语第8部分:放射性废物管理 [4们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
压水堆核电厂辐射源项分析准则——GB/T41140-2021
作为一种清洁能源，核能在我国的能源结构中占有重要地位。压水堆核电厂是我国目前主要采用的核电技术之一，其稳定安全的运行对于保障国家能源安全至关重要。
然而，在核电厂的运行过程中，由于放射性物质的存在，存在着潜在的辐射危害。因此，对于辐射源项的分析与评估显得极为重要。GB/T41140-2021标准给出了压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项分析的具体准则。
根据GB/T41140-2021标准，辐射源项分析应该包括以下内容：
- 辐射源项的定义及范围
- 辐射源项分析的基本方法和步骤
- 堆芯及乏燃料组件的辐射源项计算方法
- 辐射源项的评价指标
- 辐射源项安全分析方法
在进行辐射源项分析时，需要考虑到多种因素，如核燃料的放射性衰变、中子活化产生的放射性同位素等。针对这些因素，可以采用不同的计算方法进行分析，并综合考虑各种不确定性因素提高结果的准确性。
此外，在进行辐射源项分析时，还需要考虑到环境因素对于辐射的影响。例如，大气、土壤、水体等均会对放射性物质的传输和扩散产生一定的影响。因此，在进行辐射源项分析时，也要考虑到环境因素的影响。
总之，GB/T41140-2021标准为压水堆核电厂堆芯及乏燃料组件辐射源项分析提供了具体的准则和方法。掌握正确的分析方法和实验技巧，可以获得准确可靠的结果，保证核电厂的稳定安全运行。
