NB-T20636-2023压水堆核电厂堆外核临界安全评价方法.docx

《NB-T20636-2023压水堆核电厂堆外核临界安全评价方法.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《NB-T20636-2023压水堆核电厂堆外核临界安全评价方法.docx（9页珍藏版）》请在优知文库上搜索。

1、ICS27.!20.20CCSF69NB中华人民共和国能源行业标准NB/T206362023压水堆核电厂堆外核临界安全评价方法Eva1.uationmethodsofnuc1.earCritiCaIitysafetyoutsidereactorsofPWRnuc1.earpowerp1.ants2023-05-26发布2023-11-2碳施国家能源局发布目次前古I范用2现范性引用文件3术语和定义4总则5工况确定6计算模型建立和计算分析27儡倚及其不确定度的分析38接受限值和安全评价4附录A（资料性）核临界安全评价文件的格式及内容5参考文觥7前言本文件按照GB，r1.12020标准化工作导则第1

2、部分r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6利，木文件的发布机构不承担识别V利的贡任.本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出.本文件由中国核电发展中心白口.本文件起草单位：中国核电I：程有限公司、上褥核工程研究设计院有限公司、中广核研究院有限公司.木文件主要起草人：覆小东、杨海峥、邯增、易卷、李云龙、于淼、胡小利、陈添、杨波、王HIj华、党哈商、赵均、苏耿华、冯嘉.II压水堆核电厂堆外核临界安全评价方法1范B1.本文件规定了压水堆核电厂堆外燃料如件操作、贮存、厂内转运的核临界安全评价方法，分析准则等相关内容.本文件适用于压水堆核电厂堆外核临界安全分析和评价,包

3、括湿法贮存、干法贮存、厂内转运和操作等.燃料运输容器的核临界安全分析和评价可参照本文件执行.本文件针对包含处科和任何固定式可燃吸收体的完整组件.以任何方式进行分解.加囿、损坏或搏装配的燃料组件的核临界安全评价可参照本文件执行.2震范性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款.其中，注日期的引用文件.仅该日期对应的版本适用于本文件：不注日期的引用文件,其最新版本（包柘所有的怪改单）适用于本文件。GB15146.2-2008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、处理的基本技术设则与次临界限（ftGB15146.8.2008反应堆外易裂变材料的核

4、临界安全笫8部分；Jft外操作、贮存、运输轻水地燃料的核临界安全准则GB门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NB,T20515-2018出水墟核电厂乏燃料殂件湿法匕存临界安全分析准则HD1O215核动力厂燃料装却和贮存系统设计3术0加定义下列术语和定义玷用于本文件，3.1双偶能原用doub1.econtingencyprincip1.e并发生两个不大可能发生的、彼此独立的条件变化时才有可能导致临界事故的发生.32可信,故工况credib1.eaccidenta1.scenario基于通常可接受的工程判断.确认有可能发生的事故1：况.4总财核

5、临界安全分析和评价应迸砧双偶然原则。应选用经过验if的、可靠的、适用的核临界安全计心分析程序，由具什设计,质和程序使用经聆的人员负责，井对程序计算结果的正确性和可玄性进行检杳和评价.应以合理的顺序和详细程度描述临界安全评价方法和过程,编写成技术文件.技术文件的格式和内容可参考附录A核临界安全评价包含以下几部分内容：-正常工况和可信中故工况的倚定：一一计算模里建立和计算分析；一一偏倚及其不确定度的分析：一一接受限值建立和安全评价.5工况定5.1 总体要求核临界安全评价应包括正常工况和可信事故工况。依据系统的正常运行状态和环境确定核临界安全评价的正常工况，基于假设始发事件确定核临界安全评价的可信事

6、故工况。除本文件列出的可信事故工况外,可参考HAD1.o2U5、GB11X（）6-2019.GB15146.2-2008附录A筛选假设始发事件.确定被评价系统特有的可信事故工况.5.2 窿法a存系统湿法贮存系统的正常工况应考虑其殿大设计容显并保守地考虑慢化剂的密度变化，装我的燃料组件应满足装毅的束条件、具备最大反应性,例如对于使用燃耗信用制设计的区域，装段约束条件通常为初始市集度时应的组件平均燃耗限值.湿法贮存系统的可信事故工况应包括但不限于以下：a）跌落事故：贮存设备非正常贮存位置跣落一组具备最大反应性的燃料组件的事故工况：b放置异常事故：一组不渤足装载约束条件、具的最大反应性的燃料组件以装

7、段到系统的事故工况：C）地裂事故：贮存设备在地建下可能发生位移和/或变形的事故工况：d）可溶中子吸收体稀择事故：贮存系统中可溶中于吸收体（如有）的含量由干某种原因降低的事故工况.不同贮存区域的中子解朋代i殳应通过适当的论证.5.3 干法JC存系统干法贮存系统包括新燃料干法贮存系统和乏燃料干法贮存系统.干法贮存系统的正常工况应考虑其最大设计容量.根据实际的操作环境确定系统的填充介质.奘载的燃料组件应满足装载约束条件.具备最大反应性。以容器作为主要设备的干法贮存系统，正常工况应包括单容器和容器阵列，并考虑容器外表面阴有水层的情况.干法贮存系统的可信事故工况应包括但不限干以下：a）进水事故：系统遭到

8、水淹、处于Jft佳慢化状态的事故工况，除非他证明不存在进水的可能性“进水事故工况卜,应考虑乏燃料如件芯块和包壳间可能的进水：b）跣落事故：贮存设备非正常贮存位置跌落一组具备最大反应性的燃料组件的事故工况：C）放置异常事故：一组不渤足装栽约束条件、具的股大反应性的燃料组件误装载到系统的事故工况：d）地震事故：贮存设备在地战下可能发生位移和/或变形的事故工况.6计*计埠分析6.1 总体要求计算程序使用前.陶对其进行校脸.并确保其安装的正确性.任何针对计算程序的改变都应对其进行曳新校验.临界安全分析的计算模里应使用恰当的参数和条件使正常工况和可信事故工况的分析评价均是保守的.6.2 师组件模根据设计

9、特性，燃料组件的桢型应保守地选挣芯块直径、芯块中心孔（如有）、包壳内径、包壳外径、导向管/仪表管内径、导向管/仪表管外径、燃料除概距等几何参数tf以及燃料芯块核JK成分及共分布、结构材料等材料参数.上述参数也可采用名义值,将其引起的不确定度考虑在行效增殖因子的最终不确定度中.应论证燃料组件其他希构部件的徜化处理是保守的.若采用燃耗信用制.应使用合适的置信水平.保守考虑燃料组件燃耗堆芯运行参数和冷却时间等因器时于含有可燃吸收体的燃料/件，仅可咒信固定式可燃吸收体，应保守考虑可燃吸收体的类型、分布，含量等.应考虑RS萧用照进行，易裂变材料和可燃吸收体的消耗对燃料组件反应性带来的竞争效应.6.3 谀

10、备整及其他考Ji对于燃料组件心存、转运等设台.若采用简化的几何结构.应论证简化结构的保守性.对设备和/或系统的结构、中子吸收体等的材料成分、尺寸等进行敏感性分析，选取保守黔数值，上述参数也可采用名义tf1.将其引起的不ft定度考虑在有效增殖因子的最终不隔定度中.应通过可信的手段证明固定式中子吸收体的性能,或者保守考虑其置信度.应保守考虑燃料组件在设备和/或系统中的内归.例如偏心布R等,或在有效增殖因子的破终不确定度中考虑燃料殂件位置的彰叫.所建立模型应考虑设缶和/或系统的侦大袋就容竟，除作其他配置具有更大的仲效埴殖因子.可信耶故1.况的计算模里应能包措该事故I：况下可能出现的情况.对于不同工况

11、下设备所处的环境参数,应采用保守的取tf1.6.4 分析坪许对于蒙特卡罗程序的计算结果.应检查中子抽样的充分性、先各性和收敛准则的适当性.对于确定论程序的计注结果，应检荏收敛限假的适当性.陶对计算结果进行分析,判断其是否符合预期.如不符合预期判断,应对计算模型和假设条件进行分析，以确定原囚.弁i新分析评价.74HI及算不定度的分析7.1 界海实的选簿与证应艇于所分析对奴的物理特征来送业经过评价的、运用的临界旗准实验。宜从多个独立的来源和实验系列选择临界基准实物以谶少系统性误差.选择临界基玳实验时，考虑的物理特征宜包括：-M料特征（裂变材料、慢化M料、中子吸收材料、反射材料、主要结构材料等的核素

12、组成、形态等）;一一几何特征（形状、尺寸、间距等）；一一中子能诺特征。这些物理特行可使用以下物理参数进行显化分析：一一氢与易裂变核素的核子数比值：一一轻核素与易裂变核素的核子故比（ft：一一引发裂变的平均中子能仪：热中子引发裂变与总裂变的比例：一一引发裂变的中子散与被吸收的中子数比位：一一泄漏中子数占总中子数的份额,选定的临界基准实验的物理您数范IMn:涵前所分析对象预期的各种工况下物理您数的取值，文选取与所分析对故相蚁度高的临界基准实收.计版程序分析临界基准实验所采用的核截面数据.应叮所分析对软计算时采用的核俄而数据一致.临界基准实验建模中的近似和/或的化，应不叨入撇外的偏倚及其不确定度.7

13、.2 管及其不定度的立偏倚的确定应通过建立临界基准实验数据与相应实验系统程序计算结果之间的相关关系来进行.偏倚不蠲止也应包含临界荔准实的不确定皮、计。模型儿何或材料近似处理所引起的不确定度、统计不阚定度或收敛不确定度或二青组合,以及由适用范用犷联引起的不确定度（如有3应基于选定的临界基准实验的数量选择合适的方法踊定偏倚及其不融定度,如采用统H学方法,应验证临界基准实验数量满足统计学要求.确定偏侑及其不胸定度的过程中,可根据临界甚掂实验数据侦量指标（如实验不确定度）或其他指标（如相似性水平），加权使用临界基准实脸数据.可基于临界基准实验程序计鸵济果和临界塔准实验数据开展趋势分析.用于描述趋势的参

14、数应葩于考虑范阳内所分析系统的特性.用于外推或者插俏的数据曲势，应符合基本的假期判断.应基于选定的临界基准实验的物理数特性建立儡倚及其不确定度的适用范困。7.3 SZMMECdR向记录程序验证、儡倚及其不确定度的建立过程.院描述临界基准实物选择依据.选定实验的来源、主要将钝、适用性等.应记录刖于确定偏倚及其不确定度的分析方法、程序验证的适用范恸，并为适用范国的局限性及其与所分析对软的年异迸行说明和评价.8接受原值1安全吊价应根据计算方法的偏倚及其不确定度，所分析对蟹的材料、制造公港、计。模型对儿柯或材料近似处理所引起的不确定度，程序计打结果的统计不确定应或收敛不确定度，以及为确保次临界安全所附

15、加的裕业.确定峪界安全分析的接受限假.确定接受限值时，宜将正儡倚（有效增殖因子计算值大于实收值）置零使用.如果使用正偏倚进行接受限值的价定，应充分分析引起这种正偏倚的除因，论证正偏倚的使用是合理的.对相互独立卷数引起的不确定度，可采刖统计学方法将它们出台在一起确定接受Ri值的方法应遵照GB1.51.46.2-28.GB15146.8-2008.GBT15146.12-2017NBI2O5152O18.1IAD1O25的相关规定,所分析时象的有效加殖因子计尊结果，在正常工况和可信事故工况下，都应小于确定的临界安全分析接受限（ft.应明确所分析对以临界安全所依梭的受控冬数，明确其设计限值、操作限值，这些受拄参数、设计限值、操作限值发牛.改变时，应重新开做临界安全评价进行核实.铁事界安全if价文件的格式及内事A.19述院以合理的顺序和详细程度描述核临界安全评价方法和过程.形成核临界安全评价文件.证明被评价对象是次临界安全的.表A.1中外出了核临界安全评俳文件通常宜包含的章节内容.A.1.犊界安全评价文件通常宣包含的章节节编号章/节标