ICS 27. 120. 30 F 09 GB 中华人民共和国国家标准 GB15146.10—2001 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 Nuclear criticality safety for fissile materials outside reactors Safety requirements for the use of fixed neutron absorbers 2001-10-24发布 2002-04-01实施 中华人民共和国 发布 国家质量监督检验检疫总局 GB15146.10—2001 目 次 前言 范围 1 2 引用标准 3定义 一般安全要求 设计要求 5 6 安全评价 核实与检查 GB15146.10—2001 前 言 本标准7.1.2、7.1.3为推荐性的，其余为强制性的。 固定中子吸收体在许多场合可被用作核临界控制措施之一，用以确保正常和异常运行操作条件下 所需要的次临界安全裕度，使更加经济有效地发挥设施或设备的作用。 GB15146.2一1994《反应堆外易裂变材料的核临界安全易裂变材料操作、加工、处理的基本技术 准则与次临界限值》对利用中子吸收体进行核临界安全控制作了一般规定。本标准补充了 GB15146.2—1994以及GB15146.8—1994《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》中的有关要求，对固定中子吸收体在反应堆外核设施的设计、建 造和运行中的应用提出了更加详细的安全要求。在本标准中，所谓固定中子吸收体是指作为设施、设备 或燃料部件的有机组成部分并按要求发挥核临界安全控制作用的中子吸收体 本标准参考美国国家标准ANSI/ANS-8.21一1995《固定中子吸收体在非反应堆核设施中的应用》 编制而成，其技术内容与后者等效，但在结构方面作了必要的调整，并将引用标准替换为我国的相应 标准。 本标准由中国核工业总公司提出。 本标准起草单位：核工业标准化研究所。 本标准主要起草人：糕凤官。 I 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 GB15146.102001 固定中子吸收体的应用安全要求 Nuclear criticality safety for fissile materials outside reactors Safety requirements for the use of fixed neutron absorbers 1范围 本标准规定了作为反应堆外核设施和易裂变材料工艺设备的有机组成部分，并提供核临界安全控 制作用的固定中子吸收体的应用安全要求。 本标准适用于操作、加工、处理和贮存易裂变材料的设施的设计、建造和运行。本标准也适用于与易 裂变材料的运输有关的设备。 2引用标准 下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时，所示版本均 为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。 GB15146.1一1994反应堆外易裂变材料的核临界安全核临界安全行政管理规定 GB15146.2一1994反应堆外易裂变材料的核临界安全易裂变材料操作、加工、处理的基本技 术准则与次临界限值 HAF0400（91） 核电厂质量保证安全规定 3定义 本标准采用下列定义。 3.1核临界安全nuclearcriticality safety 预防核临界事故和减轻核临界事故后果的措施，其中最根本的是防止意外发生中子链式反应的措 施。 3.2中子吸收体neutronabsorber 能俘获中子的材料。 3.3固定中子吸收体fixedneutronabsorber 与易裂变材料的所在位置成既定几何关系的固态中子吸收体。 3.4慢化体moderator 通过对中子的散射而使中子能量降低的材料。 3.5固定慢化体fixedmoderator 与固定中子吸收体及易裂变材料的所在位置成既定几何关系的慢化体。 3.6中子吸收体系统neutronabsorbersystem 3.7基准实验benchmarkexperiment 中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局2001-10-24批准 2002-04-01实施 1 GB15146.102001 适合于验证用于评价中子吸收体系统有效性的计算方法的实验。 3.8验证validation 用实验结果证实用于评价核临界控制用中子吸收体系统有效性的分析方法是否满足预定要求的过 程。 3.9核实verification 通过调查、与某种标准比较或查阅多个同类事实从而确定或确认某一事实的真实性或正确性。 3.10在役核实in-serviceverification 在中子吸收体系统安装之后对其完整性所进行的定期核实。 4一般安全要求 4.1在核临界控制中应用固定中子吸收体的自的在于确保设施或设备在其整个运行寿期内在正常和 可信异常条件下的次临界度。必须遵循GB15146.1所规定的核临界安全行政管理基本要求和 GB15146.2所规定的核临界安全基本技术准则。在选用某种吸收材料之前，必须对由该种材料制成的 吸收体及其俘获中子的有效性进行核实。中子吸收体系统安装之后，必须进行核实以保证中子吸收体系 统处于预定位置。必须根据吸收体所处的环境条件、吸收体材料的性质以及吸收体系统的构型等来确定 核实的内容、深度和频率。确定中子吸收体的有效性时，必须应用适用的实验数据或应用已借助适当的 基准实验验证过的分析方法。对于各种具体的应用，其材料的选择与保护必须与所设计的设施在正常及 可信异常条件下运行操作时的中子吸收要求相适应。如果中子吸收体系统内的慢化体或结构材料是核 临界安全所需要的，则也必须按下面各章的规定对这些材料进行控制、分析和核实。 4.2对于本标准规定的各项活动，必须建立并执行满足HAF0400（91)所规定的有关要求的质量保证 大纲。 5设计要求 5.1设计必须确保在预期的运行寿期内中子吸收体系统始终保持其所要求的与易裂变材料的几何 关系。 5.1.1必须提供核实手段，以确定中子吸收体系统的所有部件均满足设计、安全和运行操作要求。中子 吸收体系统的设计还必须考虑在役核实要求。 子吸收体的防护材料，以防止它们的性能因化学的、物理的、辐射的和机械的影响而降低，或使这种降低 保持在允许的范围内。 件下）保持所要求的中子吸收能力。 5.1.2.2必须评价在预期的运行寿期内辐射对中子吸收体系统的影响，如中子吸收所造成的贫化，以 及脆化和辐射等。 5.1.3设计必须考虑工艺材料的差异、制造公差、吸收体密度与分布的不确定度以及中子吸收体核特 性（如中子截面）的不确定度，并留出适当的安全裕量。 事件和自然事件而受到损害。 5.3中子吸收体系统的设计必须能防止其部件意外移出、移动或变更。 5.4含有固定中子吸收体的设施和设备的设计必须针对固定中子吸收体的安装、运行操作和维修适当 运用人因工程学原则。 5.5固定中子吸收体系统的设计必须考虑运行操作要求、易裂变材料的衡算要求和其他有关安全问 题。 2