1、中华人民共和国国家标准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Nuclear criticality safety for fissile materials outside react。rs-Criticality safety criteria for the handling, storage and transportation。rLWR fuel unit outside reactors 1 主题内容与适用范围GB 1 51 4 6. 8 9 4 本标准规定了堆外操作、贮存和运输轻水堆燃料单元的核l脂界安全基本要求和准则。本标准适用于轻水堆燃
2、料单元的堆外操作、贮存和运输2 引用标准GB 11806 放射性物质安全运输规定EJ 279 超l恼界事故报警系统性能要求及其检验规定3 术语3. 1 受控参数需要将其限制在规定范围以内的能影响次临界度的某种参数。3. 2 燃料元件用于轻水堆的、以核燃料为主要成分且结构上独立的最小构件，它的形状有棒状、板状或球状等。3.3燃料单元操作、贮存或运输时，作为单个物件对待的物体。它可以是单根燃料元件、燃料组件、装在罐内的乏燃料或密集在一起的一批燃料元件。3.4 阵列由适当的手段保持的、燃料单元的任意固定排列。4 一般安全准则4. 1 必须按有关的管理规定对核燃料单元的操作、贮存、运输进行核临界安全设
3、计和评价分析，保证在正常条件和可倍的异常条件下，燃料单元的操作、贮存或运输的核临界安全。垃g正常条件和可倍的异常条件的例子见附录A。4.2 必须按照可倍的会使反应性达到最大的燃料设计参数、阵列尺寸、燃料单元操作程序、慢化条件和反射条件等进行核临界安全分析。4. 3 对辐照史和辐照条件已知的燃料单元，可以根据实际的辐照史和辐照条件考虑燃料的燃耗，但要留有一定的裕量。国技术监督局199407-07批准1995 01-01实施186 GB 15146. 8-94 对辐照史和辐照条件未知的燃料单元，若燃料单元的反应性随辐照而下降，则必须按未辐照过的燃料单元考虑，若燃料单元的反应性随辐照而增加，则必须按
4、燃料单元可能达到的最大反应d性考虑。4.4 必须按有关规定将相应的核I临界安全分析和核临界安全设计写成书面文件，这种文件必须内容齐全、条理清楚，足以使审评者作出独立的判断。4. 5 核临界安全分析文件和核临界安全设计文件必须明确规定核临界安全所依赖的受控参数及其设计限值和操作限值。4. 6 对于操作、贮存或运输燃料单元的新项目，其核临界安全分析文件和核临界安全设计文件必须经过独立的审评。4. 7 在进行操作、贮存和运输的具体作业前，作业单位必须核实已有条件与4.4条和4.5条描述的或规定的条件和限值相符。4-8 必要时可以用就地测量中子增殖的方法证实操作、贮存、运输中所出现阵列的次临界性。4.
5、9 操作、贮存、运输燃料单元时应贯彻双偶然事件原则，即至少要有两个不大可能发生变化的、彼此独立的操作、贮存或运输的条件同时或先后发生变化时才可能发生临界事故。4. 10 可以用在燃料单元、构件、设备内加入中子吸收剂的办法确保核临界安全、但必须采取控制措施，使毒物保持预定的分布和浓度。当使用液态吸收剂时，由于难以实施这种控制，使用时必须特别小心。对于含有可燃毒物的燃料单元，在确定其需要考虑的反应性最大的条件时也必须特别小心。4. 11 应根据实际情况确定是否需要设置临界报警装置，若需要设置则应按EJ279的要求选择及布置这种装置。4. 12 厂外操作、暂存、运输燃料单元还必须符合GB11806的
6、要求。5核临界安全措施5. 1 行政管理措施5. 1. 1 操作、贮存、运输时必须符合有关的核临界安全一般行政管理规定。5. 1. 2 必须对操作、维修、管理人员进行培训和考核，使其明了工作范围内的核临界安全责任。5. 1. 3 管理部门必须制定控制核临界用的操作细则。5. 1. 4 对于经常性的作业必须至少一年复审一次，以便查明各项规程是否得到遵守，操作、贮存和运输条件是否有影响核临界安全的变动。作业复审必须由对作业不直接负责的核临界安全专业人员与作业人员协商进行。5. 1. 5 必须制定应急规程并报经管理部门批准。对紧急事件要作出响应的各有关单位必须知道可能会遇到的情况，这些单位应参与制定
7、与其有关的响应行动规程。5.2 技术措施可以通过控制与易裂变系统有效增殖系数k,n有关的个或几个因素来保证核临界安全。采取这些控制方式时必须有可靠的措施确保这种控制的实现。6 确定受控参数次l自界限值的准则6- 1 如果有实验数据可用，必须根据实验数据确定次临界限值。当没有可直接应用的实验值时，可由计算导出次临界限值，但计算方法必须是经过验证并证明为有效的。6. 2 在用分析方法计算许可的最大中子增殖系数晶，时，必须满足下述不等式z晶，豆豆k,-），.品，!J.k, - !:;km 式中：是，在所有正常条件或可信的异常条件或事件情况下，被评价系统的最大许可中子增殖系数的计算值，187 GB 1
8、514 6. 8一94k，用特定计算方法对若干个基准临界实验（基准1临界实验在物理组成、构形、核特性、反射层等方面应该与被评价的系统相类似进行计算而得到的k.，的平均值，若对各个临界实验进行计算而得到的各个k.，值随某一参数呈现某种变化趋势，贝tlk，值必须在对计算值进行最佳拟合的基础上依靠外推求得gD.k，一对的容许偏差留的裕量，这种容许偏差是由下述情况引起的z计算k，时计算方法本身的不确定度、材料组成的容许误差和机加工的容许公差、对材料或几何条件近似处理所引起的不确定度，t;k 算k，时计算方法本身的不确定度、当晶e是由外推至实验数据范围之外而得时引起的不确定度、对几何条件、材料的近似处理
9、所引起的不确定度，;km为确保为次临界值而另外附加的裕量188 GB 15146. 8 94 附录A操作、贮存和运输燃料单5t;B守德要帮ii鹤楼越界安全部吉隆参考伶在进行操作、贮存和运输燃料单元的核临界安金分析时，一般要考虑燃料的设计参数、贮存陈列的尺寸、燃料操作程序、慢化和反射条件簿，要确保所考虑的状态是可信的反应性般大的状态。4.1条要求考虑与受控参数有关的正常条件和可债的异常条件并考虑各种不确定度（包括设计的容许偏爱h有代表性的参数和条件如下zA1 燃料元件的参数a. 易裂变材料前含量、形态、密度、核特俊和分布sb. 可燃毒物的成分、密度和分布（注意z含有可燃毒物的己辐照燃料的反应性可
10、以超过3征稿熊燃料的反应性，c. 燃料元件的几何条件，及包亮的材料和尺寸$d. 燃料元件内可影晚反应校的其他材料eA2燃料单元部组成a. 燃料元件数百及其在燃料单元内的位置量pb. 燃料单元的尺寸gc. 可能得在的其他材料。A3 阵列强串撒a. 燃靠单元之间的距离，如燃料单元之间专题定的中子瀑物喜c. F车列内的结构材料和可能存在的其他材料核特性、数量、位置和尺寸hd. 燃料单元的装卸对阵列参数的影响。A4 慢化条件燃料单元肉和燃料单元之阔的哥德慢化条伶，伊j郊，于法贮存对存在前塑料雪是片或可能待我的其他矮化材料雪、工作人员等h在水F贮存燃料单元对水的密度和温度的状况包括自写沸腾形成的空摆在前
11、状况。AS 反射层和相互作用条件a. 反射层的成分、形状和位置.; b. 与其他易裂变材料的相互作用。A6异常条伶和事故条件a. 地震、爆炸、火灾、水淹等引起的后果$b. 燃料单元位置异常gc. 燃料或容器跌落，或燃料架转运时翻倒等毒草故引起的几何变形事& 因丧失毒物或因慢化、几侨、反射等条件变化引起的可信事故ge. r外运输肘，GB11806中统定的事故条件。189 GB 15146. 894 附加说明s本标准由中随核工业总公司提出。本标准由核工业第二研究设计院负贷起草。本标准主要起尊入王维善本标准参照采湾美画画家标准ANSI/ANS草，17-1984准外操作、贮存积运输绿水堆核燃料元件的核临界安全准则。190
