ICS 27.120.30 F09 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 Nuclear criticality safety for fissile materials outside reactors- Part 12:Burnup credit for low water reactor (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 发布 中国国家标准化管理委员会 GB/T15146.12—2017 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： 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； —GB15146.2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； GB15146.3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； 一GB15146.4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； GB15146.5反应堆外易裂变材料的核临界安全 环-天然铀混合物的核临界控制准则和次 临界限值； —GB/T15146.6 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； GB15146.7 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/T15146.9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； GB15146.10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/T15146.11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/T15146.12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/TC58）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。 1 GB/T15146.12—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 1范围 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。 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 GB15146.2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 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钢系元素（如铀和环）在该区域所释放出来的能量，亦即 比燃耗。 1 GB/T15146.12—2017 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婚变 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)： kp+△kp+△ki+△k≤ke-△ke-kx-△km ..(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k，应包含偏倚修正。 Akp 扣除量，包括： 1）计算k，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）k，的计算模型中对几何或材料近似处理所引起的不确定度 △k一一计算核素成分时由于燃耗计算不确定度对k，引人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k，为包络值，则△k；可为0。更详细的信息 见第5章。 Akb 燃耗记录值的不确定度对k，引人不确定度的扣除量。若如7.2的描述，通过降低燃耗记 录值来考虑，则△k，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△k也可为0。 ke 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k。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k。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。k。项包含了与基准临界实验相关的偏倚（偏倚等于k。一1，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GB15146.2。 k。和△kx之间的关系见第5章。 △k。一一是对k。的不确定度的扣除量，包括： 1）计算k。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； 2 GB/T15146.12—2017 4）在计算k。时对模型几何或材料近似处理所引起的不确定度。 △kx一一是对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 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）△k。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。 △k一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。公k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△k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△k。测量数据缺乏时，可使用其他保守 方法来确定△k；，如保守假设△k；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△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，公、△kx和可能的公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。 3