1、Juni 2014DEUTSCHE NORM Normenausschuss Materialprfung (NMP) im DINPreisgruppe 9DIN Deutsches Institut fr Normung e. V. Jede Art der Vervielfltigung, auch auszugsweise, nur mit Genehmigung des DIN Deutsches Institut fr Normung e. V., Berlin, gestattet.ICS 27.120.20!%1l“2145973www.din.deDDIN 25478Eins
2、atz von Berechnungssystemen beim Nachweis derKritikalittssicherheitApplication of computer codes for the assessment of criticality safetyApplication de codes informatiques pour lvaluation de la sret en matire decriticit nuclaireAlleinverkauf der Normen durch Beuth Verlag GmbH, 10772 BerlinErsatz frD
3、IN 25478:1994-07www.beuth.deGesamtumfang 13 SeitenDIN 25478:2014-06 2 Inhalt Seite Vorwort 3 1 Anwendungsbereich .4 2 Normative Verweisungen 4 3 Begriffe .5 4 Auswahl eines Berechnungssystems .6 4.1 Allgemeine Anforderungen .6 4.2 Anforderungen an Erzeugung und Verwendung von Datenstzen der nukleare
4、n Daten 7 4.2.1 Einsatz von Feingruppendaten-Bibliotheken oder Punktdaten-Bibliotheken .7 4.2.2 Einsatz von Breitgruppendaten-Bibliotheken .7 4.3 Berechnung von Nuklidinventaren 7 4.4 Berechnung des effektiven Neutronenmultiplikationsfaktors keff.7 5 Vorgehensweise bei der Anwendung eines Berechnung
5、ssystems beim Nachweis der Kritikalittssicherheit 8 5.1 Allgemeine Anforderungen .8 5.2 Analyse der zu betrachtenden Spaltstoffanordnung .8 5.3 Umsetzung in ein Rechenmodell .8 6 Hinweise zur Durchfhrung und Kontrolle der Berechnung 9 7 Betrachtung der Rechenunsicherheiten und Kritikalittssicherheit
6、sakzeptanzkriterium .9 8 Verifikation und Validation des Berechnungssystems. 10 8.1 Verifikation 10 8.2 Validation . 11 9 Dokumentation 12 Literaturhinweise . 13 DIN 25478:2014-06 3 Vorwort Diese Norm wurde vom Fachbereich Kerntechnik, Arbeitsausschuss NA 062-07-45 AA Kritikalittssicherheit“ im Norm
7、enausschuss Materialprfung (NMP) im DIN erstellt. Zu DIN 25478 ist ein Beiblatt 1 erschienen. Es wird auf die Mglichkeit hingewiesen, dass einige Elemente dieses Dokuments Patentrechte berhren knnen. Das DIN und/oder die DKE sind nicht dafr verantwortlich, einige oder alle diesbezglichen Patentrecht
8、e zu identifizieren. nderungen Gegenber DIN 25478:1994-07 wurden folgende nderungen vorgenommen: a) redaktionelle nderungen sowie Anpassung an die DIN 820-2; b) Erweiterung und Przisierung der Begriffserluterungen; c) in den Abschnitten 4 bis 6 wurden informative Teile der Norm in Anmerkungen berfhr
9、t; d) Abschnitt 7 (vormals Fehlerbetrachtung) ist vollstndig berarbeitet und um die Festlegung eines Kritikalittssicherheitsakzeptanzkriteriums ergnzt worden; e) Abschnitt 8 (vormals Validierung des Berechnungssystems) wurde vollstndig berarbeitet und um das Thema Verifikation ergnzt. Frhere Ausgabe
10、n DIN 25478: 1994-07 DIN 25478:2014-06 4 1 Anwendungsbereich Diese Norm gilt fr die Anwendung von Berechnungssystemen beim Nachweis der Kritikalittssicherheit von Spaltstoffanordnungen. Sie enthlt Anforderungen zu den Kriterien, denen die Wahl eines Berechnungssystems gengen muss, der Verifikation u
11、nd Validation eines gewhlten Berechnungssystems und der Dokumentation der zur Verifikation bzw. Validation durchgefhrten Analysen, den zur Vorbereitung von Berechnungen notwendigen Schritten, der Durchfhrung und Kontrolle der Berechnungen und der Auswertung der erhaltenen Rechenergebnisse und der An
12、alyse der Rechenunsicherheiten. Die Norm wird durch DIN 25478 Beiblatt 1 mit Erluterungen ergnzt, welches weitergehende Informationen insbesondere zur Bercksichtigung von Rechenunsicherheiten enthlt. 2 Normative Verweisungen Die folgenden Dokumente, die in diesem Dokument teilweise oder als Ganzes z
13、itiert werden, sind fr die Anwendung dieses Dokuments erforderlich. Bei datierten Verweisungen gilt nur die in Bezug genommene Ausgabe. Bei undatierten Verweisungen gilt die letzte Ausgabe des in Bezug genommenen Dokuments (einschlielich aller nderungen). DIN 13303-1, Stochastik Wahrscheinlichkeitst
14、heorie, Gemeinsame Grundbegriffe der mathematischen und der beschreibenden Statistik Begriffe und Zeichen DIN 25401-1, Begriffe der Kerntechnik Teil 1: Physikalische und chemische Grundlagen DIN 25401-2, Begriffe der Kerntechnik Teil 2: Reaktorauslegung DIN 25401-7, Begriffe der Kerntechnik Teil 7:
15、Sicherheit kerntechnischer Anlagen DIN 25403 (alle Teile), Kritikalittssicherheit bei der Verarbeitung und Handhabung von Kernbrennstoffen DIN 25403 Beiblatt 1, Kritikalittssicherheit bei der Verarbeitung und Handhabung von Kernbrennstoffen Beiblatt 1: Erluterungen DIN 25471, Kritikalittssicherheit
16、unter Anrechnung des Brennelementabbrands bei der Lagerung und Handhabung von Brennelementen in Brennelementlagerbecken von Kernkraftwerken mit Leichtwasser-reaktoren DIN 25472, Kritikalittssicherheit bei der Endlagerung ausgedienter Kernbrennstoffe DIN 25712, Kritikalittssicherheit unter Anrechnung
17、 des Brennelementabbrands bei Transport und Lagerung bestrahlter Leichtwasserreaktor-Brennelemente in Behltern KTA 3101.2:1987-12, Auslegung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreaktoren Teil 2: Neutronenphysikalische Anforderungen an Auslegung und Betrieb des Reaktorkerns und der angrenzende
18、n Systeme1)KTA 3602:1987-12, Lagerung und Handhabung von Brennelementen und zugehrigen Einrichtungen in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren1)1) Zu beziehen durch: Beuth Verlag GmbH, 10772 Berlin (Hausanschrift: Burggrafenstr. 6, 10787 Berlin). DIN 25478:2014-06 5 3 Begriffe Fr die Anwendung di
19、eses Dokuments gelten die Begriffe nach DIN 13303-1, DIN 25401-1, DIN 25401-2, DIN 25401-7, DIN 25471, DIN 25472 und DIN 25712 sowie die folgenden Begriffe. 3.1 Benchmark zur Validation eines Berechnungssystems fr einen Anwendungsfall verwendetes Experiment oder verwendete Messung an einer Referenza
20、nordnung 3.2 Berechnungssystem Kombination von Rechenverfahren und Datensatz 3.3 Bias Abweichung W)( = EbNdes Erwartungswertes E einer auf einer Anzahl N von Beobachtungen mit den Resultaten ),.,(1 Nyy basierenden Schtzfunktion ),.,(1 Nyy = eines Parameters von dessen wahrem Wert W Anmerkung 1 zum B
21、egriff: Im Allgemeinen sind weder der Erwartungswert der Schtzfunktion von noch der wahre Wert W bekannt. Fr den Bias kann daher im Allgemeinen nur eine Abschtzung geliefert werden, siehe Begriff des empirischen Bias“ unter 3.5. 3.4 Datensatz fr die Anwendung des Rechenverfahrens erforderlichen, vom
22、 speziellen Fall unabhngigen Eingangsdaten BEISPIEL Beispiel fr unabhngige Eingangsdaten sind mikroskopische Wirkungsquerschnitte. 3.5 empirischer Bias Abschtzung ),.,()(1 nnbbb = des nach 3.3 definierten Bias, die erhalten wird durch die Anwendung eines statistischen Verfahrens auf die beobachteten
23、 Differenzen ,.,1,Rnibiii= zwischen den fr den Parameter in einer anhand einer Anzahl n von Referenzmessungen oder Benchmarks durchgefhrten vergleichenden Analyse erhaltenen Resultate i und den fr diese Referenzmessungen bzw. Benchmarks angegebenen Referenzlsungen Ri BEISPIEL Ein Beispiel fr ein sta
24、tistisches Verfahren ist die Bildung des arithmetischen oder gewichteten Mittelwerts. Anmerkung 1 zum Begriff: Beispiele fr empirische Biaswerte sind: Schtzwert der systematischen Abweichung eines Berechnungssystems, Schtzwert der systematischen Abweichung eines Messverfahrens. Anmerkung 2 zum Begri
25、ff: Eine fr eine Referenzmessung oder ein Benchmark angegebene Referenzlsung ist im Allgemeinen nicht identisch mit dem der Referenzmessung bzw. dem Benchmark eigenen wahren Wert W des interessierenden Parameters . Eine Referenzlsung stellt nmlich im Allgemeinen selbst eine mglichst die methodisch b
26、este Abschtzung des Parameters dar, der wahre Wert W bleibt im Allgemeinen unbekannt. Eine Referenzlsung kann daher mit einem Bias behaftet sein. Dies zeigt die Notwendigkeit auf, z. B. in der Validation eines Berechnungssystems eine grere Anzahl n von Referenzmessungen oder Benchmarks auszuwerten.
27、Anmerkung 3 zum Begriff: Die Notwendigkeit, ein statistisches Verfahren zur Ermittlung des empirischen Bias anzuwenden, zeigt die Notwendigkeit auf, die mit diesem Verfahren verbundene statistische Unsicherheit des ermittelten empirischen Bias zu bercksichtigen. Anmerkung 4 zum Begriff: Eine Abschtz
28、ung des fr ein Berechnungssystem charakteristischen empirischen Bias kann erhalten werden durch Vergleiche von Resultaten, die mit diesem Berechnungssystem fr in Bezug auf den Anwendungsfall reprsentative theoretische Benchmarks erzielt werden, mit Resultaten, die mit einem nach 8.2 validierten Bere
29、chnungssystem fr diese theoretischen Benchmarks erhalten wurden. DIN 25478:2014-06 6 3.6 effektiver Neutronenmultiplikationsfaktor keff statischer Multiplikationsfaktor einer endlichen Anordnung QUELLE: E DIN 25401-2:2011-02 3.7 Rechenverfahren mathematische Modelle zur Berechnung von Nuklidinventar
30、en und zur Lsung der Neutronen-Transportgleichung fr eine Spaltstoffanordnung 3.8 Referenzmessergebnis Ergebnis einer Messung eines Kritikalittsparameters an einer kritischen oder unterkritischen Anordnung 3.9 theoretisches Benchmark Referenzlsung zu einer hypothetischen Anordnung, die ausschlielich
31、 zum Zweck des Vergleichs unterschiedlicher Berechnungssysteme sowie fr Sensitivittsanalysen nachgerechnet wird 3.10 Validation Prozess der Bestimmung des Grades an Genauigkeit, mit dem ein Berechnungssystem unter dem Blickwinkel der beabsichtigten Anwendung dieses Systems die Realitt beschreibt ode
32、r ihr gengt Anmerkung 1 zum Begriff: Bei einem Rechenmodell, das der Bestimmung von Werten kontinuierlicher Parameter dient, wird der Grad der Genauigkeit durch den empirischen Bias ),.,()(1 nnbbb = bestimmt. Der Genauigkeitsgrad ist somit eine statistische Gre, da )(nb eine statistische Gre ist. 3.
33、11 Verifikation Prozess des Nachweises, dass bei Einsatz eines Berechnungssystems die Durchfhrung des Rechenverfahrens dieses Systems exakt der vom Entwickler des Rechenverfahrens gegebenen konzeptionellen Beschreibung und den von ihm gegebenen Spezifizierungen entspricht 4 Auswahl eines Berechnungs
34、systems 4.1 Allgemeine Anforderungen Ein gewhltes Berechnungssystem muss in der Lage sein, die neutronenphysikalisch relevanten Kenngren der zu analysierenden Spaltstoffanordnung und die diese Anordnung charakterisierenden physikalischen Effekte zu beschreiben und die sicherheitstechnischen Kenngren
35、 dieser Anordnung sowie die zur Validation dieser Gren erforderlichen Messgren zu bestimmen. ANMERKUNG Im Allgemeinen wird der effektive Neutronenmultiplikationsfaktor keffals fr die Kritikalittssicherheit relevante sicherheitstechnische Kenngre verwendet. Ein gewhltes Berechnungssystem muss fr die
36、Anwendung auf die zu analysierende Spaltstoffanordnung nach 8.2 validiert sein. DIN 25478:2014-06 7 4.2 Anforderungen an Erzeugung und Verwendung von Datenstzen der nuklearen Daten 4.2.1 Einsatz von Feingruppendaten-Bibliotheken oder Punktdaten-Bibliotheken Bei Einsatz einer Feingruppenbibliothek is
37、t zu beachten, dass die zu ihrer Generierung benutzten Wichtungsfunktionen sowohl im Energiebereich der aufgelsten wie im Energiebereich der unaufgelsten Resonanzen auch bei geringer Breite der Energiegruppen einen merklichen Einfluss auf die Rechenergebnisse haben knnen. ANMERKUNG 1 Feingruppendate
38、n-Bibliotheken mit im Allgemeinen etwa 60 bis etwa 300 Energiegruppen werden mit Hilfe von Basisdaten-Programmen (wie z. B. NJOY 1) unter Benutzung berechneter oder vorgegebener Wichtungsfunktionen aus Basisdatenbibliotheken, wie z. B. ENDF/B 2, JEFF 3, JENDL 4, TENDL 5, CENDL 6 oder RUSFOND 7 (sieh
39、e auch Referenz 8), erzeugt. Diese Wichtungsfunktionen bercksichtigen Energiespektrum (Neutronenspektrum) und Resonanz-Selbstabschirmung. ANMERKUNG 2 Die Erstellung von Punktdaten-Bibliotheken erfordert keine Wichtung der Wirkungsquerschnitte. Diese werden im Allgemeinen an mehr als 10 000 Energiepu
40、nkten direkt bestimmt. 4.2.2 Einsatz von Breitgruppendaten-Bibliotheken ANMERKUNG Aus Feingruppendaten werden mit Hilfe von Spektralprogrammen (null- bis zweidimensionale Programme fr Zellgeometrie) Flussspektren berechnet und daraus Breitgruppendaten bestimmt, die die neutronenphysikalischen Gegebe
41、nheiten des betreffenden Problems bercksichtigen. Bei der Erzeugung von Breitgruppendaten ist zu beachten, dass die Resonanzabschirmung, insbesondere bei Actinoiden und Neutronenabsorbern mit Resonanzstruktur, bercksichtigt wird. Zu beachten ist auerdem der Einfluss vereinfachter Geometriemodelle, d
42、er Materialzusammensetzung, der Randbedingungen, der Diskretisierung der Orts-, Energie- und Winkelvariablen sowie der Behandlung der Leckage auf die Genauigkeit der Breitgruppendaten. 4.3 Berechnung von Nuklidinventaren Fr den Einsatz von Berechnungssystemen zur Durchfhrung von Abbrand- und Zerfall
43、sberechnungen zur Bestimmung von Nuklidinventaren, die als Eingabegren in Kritikalittsberechnungen bentigt werden, gelten zustzlich zu 4.1 bis 4.3 die Ausfhrungen und Festlegungen aus KTA 3101.2:1987-12, Anhang A, und DIN 25471, DIN 25472 und DIN 25712. 4.4 Berechnung des effektiven Neutronenmultipl
44、ikationsfaktors keffANMERKUNG Der fr den Nachweis der Kritikalittssicherheit wesentliche effektive Neutronenmultiplikationsfaktor keffwird aus der Lsung der Transportgleichung oder einer ihrer Nherungen erhalten. Wichtigste Nherung ist dabei die Transportnherung (anisotroper Fluss, anisotrope Streuu
45、ng, ein- bis dreidimensionale Sn-Verfahren, Pl- und DPl-Verfahren, nodale Verfahren, Monte Carlo-Verfahren). Auch die Diffusionsnherung (isotroper Fluss, linear-anisotrope Streuung, ein- bis dreidimensionale Differenzenverfahren, nodale oder finite Elementeverfahren) kann von Interesse sein. Die Tra
46、nsportnherung ist dann zu verwenden, wenn Heterogenitten, Absorber oder Reflektoren starke Gradienten des Neutronenflusses verursachen. Die Verwendung der Diffusionsnherung kann bei geringen Heterogenitten im Spaltstoffsystem bzw. schwachen Gradienten des Neutronenflusses zulssig sein. Gegebenenfall
47、s ist aber zu ihrer Absicherung eine Vergleichsrechnung mit Transportnherung vorzunehmen. Bei Verwendung deterministischer Verfahren (finite Differenzen, finite Elemente, Sn, Pl) ist zu beachten, dass die Diskretisierung des Orts- und gegebenenfalls des Winkelraumes von erheblichem Einfluss auf das
48、Rechenergebnis ist. DIN 25478:2014-06 8 5 Vorgehensweise bei der Anwendung eines Berechnungssystems beim Nachweis der Kritikalittssicherheit 5.1 Allgemeine Anforderungen Zur Durchfhrung der Berechnung der interessierenden sicherheitstechnischen Kenngren sowie zur gegebenenfalls erforderlichen Berech
49、nung von Nuklidinventaren der Kernbrennstoffe der zu analysierenden Spaltstoffanordnung ist die Spaltstoffanordnung jeweils auf ein berechenbares Modell abzubilden, wobei folgende Schrittabfolge zu beachten ist: a) Analyse der zu betrachtenden Spaltstoffanordnung gem den jeweils relevanten Regelwerken (z. B KTA 3101.2:1987-12, Anha
