NB-T20700-2023压水堆核电厂燃料燃耗信用制方法应用导则.docx

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1、ICS27.120.20F65NB中华人民共和国能源行业标准NB/T207002023压水堆核电厂燃料燃耗信用制方法应用导则App1.icationguidanceOfbUrnUPcreditforfue1.assemb1.iesofpressurizedwaterreactornuc1.earPOWerP1.antS2023-10-11发布2DHH1蛾国家能源局发布目次前S111范围32规范性引用文件33术语和定义34总述45核素成分计算46临界计算分析57端及彳潮划支抽定58装我约束条件69燃耗值核实6附录A（资料性）乏燃料组件核案成分计煤时保守的堆芯运行参数组合示例7附录B（资料性）不同

2、四信水平下推荐的核素种类8附录C（资料性）-种适用于乏燃料组件贮存系统的轴向燃耗包络曲级牛.成方法9附录D（资料性）装载约束条件示例I1.前言本文件按JSGBb1.1-2020标准化工作导则第1部分:标准化文件的结构和起草猊则的规定起草.谙注意本文件的某些内容可能涉及（?利。木文件的发布机构不承担识别专利的货任.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日k本文件起草电位：中国核电工程有限公司、中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计院股份有限公司，中广核研究院行限公司.木文件主要起草人；覆小东、杨海稣、易融、俄培、于欲、胡小利、陈涛、普朱敬、刘晓黎、赵子凡、王明华、党

3、哈需物波、赵均、韩湍苏耿华、肖会文、兜:治萌、李恕、张毅诚费钧天、突雨轩.I1.压水堆核电厂燃料燃耗信用制方法应用导则木文件规定了压水堆核电厂二氧化铀燃料组件贮存系统应用燃耗信用制进行临界安全设计时应遵循的准则.本文件适用于压水堆核电厂完整的二氧化铀热料如件湿法和干法贮存,其他应用场毙可根据本文件中的原则适应性多考执行.本文件假设燃料和任何固定式可燃吸收体都包含在-起.2提范性引用文件Z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：不注口期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件.GB15146.2-2008

4、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J处理的基本技术爆则与次临界限值GB15146.32008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GB15146.8-2008反应堆外切裂变材料的核临界安全第8部分：堆外操作、心存、运输轻水堆燧料的核临界安全准则GBT15146.12-2017反应堆外易裂变材料的核临界安全第12郃分：轻水堆燃料处耗信用制3术诏和定义下列术语和定义玷用于本文件，3.1燃麓信用burnupcredit考虑燃料的地芯幅射和也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，(来诃：GBT15146.12-2017.3.43

5、.21.i.iting8SS6f1.)y一种真实或假设的,燃料如件，能够包络一用燃料如件的设计特点,在指定燃耗深度下其乏燃料姐件反应性是这一组燃料组件中取大的.3.3轴向爆转包络线axia1.burnupboundingprofi1.e基于系列乏燃料组件的理论计算或实测燃粒依，统计生成的套适用于该系列乏燃料祖件的归一化、保守的轴向燃耗分布.3.44.而endeffect由于乏燃料组件活性段末端燃耗浅导致轴向燃耗明确描述的临界计算模型与轴向燃耗均勺假设的临界计算模型的k之若。3.5伪襄变产物pseudofissionproduct用来模拟多种裂变产物总的反应性价值的种虚川的裂变产物.3.6量值水

6、平burnupcredit1.eve1.应用燃耗佑用制时，依据分析和实族的技术水平、可接受的保守程度，在临界计算分析中跟信不同的核素种类。典型的附信水平有铀林汽信、明系就信、就系和主要裂变产物汽信、全置信。4总述应刖燃耗信用刎方法进行压水堆核电厂乏期料组件贮存系统的临界安全分析，包含以下几部分内容: 乏燃料组件的核索成分计比； 贮存系统临界安全计算： 计算程序的粉证分析与偏倚及不确定度的计算： 装载约束条件的健立：燃髭值核实燃耗信用制方法应用时,临界安全分析中通用的考虑囚素,应符合GB15146.2-2（X）8,GB15146.3-2008、GB15146.82008的相关准则.燃耗信用制方法

7、应用时，次临界准则的确定应符合GfVT15146.12-2017第4章的要求,考虑燃耗引起的偏倚和不确定度.燃耗信用制方法应用时，计通分析的总原则应符合GB,吓15146.122017中6.1的规定。5被It成分计算5.1 计算程序的途推应采用羟过工程验证的、可靠的核素成分计究程序及其核数据咋.宜采用与堆芯核设计配套的核素成分计算程序,亦Ur采用其他经过工程脸证的、可弁的核素成分计。程序.我用的核索成分计修程序应能模拟燃料加件的设计特点（如径向或轴向富集度分区、固定式或UJ移动式可燃吸收体、芯块中心孔等）和辐照和/或冷却历史（如控制棒插入、冷却剂中硼浓度变化、功率变化等）确定的中子能谱特性，应

8、能模拟燃耗链、衰变跳，预测所置信核素成分的反应性效应和含埴。5.2 根IR1.a件的一定根据坨鞭的设计特点、运行模式、燃料管理策略和燃料姐件的设计特点，对组件进行分类，针对短类加件确定极限组件,极限组件在相应燃耗深度卜的核素含量用于贮存系统的临界安全设计，应能包络该类乏燃料姐件的临界安全分析，组件的分类应满足第8章的要求.确定极限组件时，除燃料组件加本构型和初始富集度外，还应包括有无轴向富集哎分区、径向富集度分区、固定式可燃吸收体、可移动式可燃吸收体、芯块中心孔等设计特点.以及运行模式所致的控制棒插入效应等影响反应性的因素.论证极限组件时.应考虑燃料组件核素成分计算、置信水平、以及贮存系统的中

9、子吸收体等因素，5.3 包修地芯乐行的根据堆里的设计特点、运行模式选择燃料组件核素成分计算时的堆芯运行多数组合，应使得燃料组件燃髭计空中的中子能谐硬化.如两个运行参数因相互关联，保守极限伯不能同时出现,对临界安全议计影响大的运行参数宜使用极限值，对临界安全设计影响小的运行参数宜使用名义值。考虑的堆芯运行参数应至少包括：冷却剂温度和/或密度；一一可溶硼浓度（如果采用可溶硼）；-控制棒和/或可燃吸收体：功率密度：燃料芯块温度.冷却剂宜使用堆芯出口温度（密度）下的冷却剂；可溶碘浓度宜使用循环寿期的平均硼浓度，并考虑硼浓度计W的不确定度；根据堆芯燃料省理策珞和运行模式确定控制棒的插入深度及停用时间，考

10、虑可燃吸收体的使用.宜选择保守的中子吸收体或中子吸收体组合：功率密度宜根据置信水平使用保守的功率密度：燃料芯块温度宜使用可能的最大功率密度对应的燃料芯块温度。附录A给出了某百万F-瓦级压水堆核电机组乏燃料组件物素成分计算时保守的堆芯运行参数组合示例.选择保守的中子吸收体或中了吸收体组合时，考虑使用可燃吸收体时可能导致的铀装盘变化等因索对参数选择保守性的影响.5.4冷却时间的一定应分析贮存系统在设if寿期内kc的时间的变化.确定最不利的冷却时间点.如对于湿法贮存系统，附录B.1的铀钵置信或附录B.2的明系置信或附录B.3的明系和主要裂变产物置信，核素成分的计豫宜不考虑冷却：附录B.4的全置信，核

11、素成分的计律宜考虑K）O个小时的冷却.6界计克分析1.1应基于乏燃料组件中各核素的反应性价值.选择反应性贡献大、不挥发的、非气态的核素.不宜将多种裂变产物总的反应性价俏用种伪裂变产物或杵代核素表示。如要使用伪裂变产物或坏代核素.应证明伪裂变产物或恃代核素AM:存的各种可能环境条件下与被杵代的多种裂变产物总的反应性价值是相当的，且在临界计算中伪裂变产物或杵代核素的含盘应刷一定的保守裕量。附录B给出了不同置信水平下推荐的核素成分.1.2 M件售潴分布应基于堆型的设计特点、运行模式和燃料管理策略等,考虑影响乏燃料组件轴向燃耗分布的因索.如堆芯运行过程，打控制棒插入深度和停留时间等得临界计算模型中采用

12、的轴向燃耗分布应能保守地考虑末端效应.可荔干特定压水堆核电厂现有的和未来可能产生的乏料组件，生成适用的乏燃料如件轴向燃耗包络战，以考虑木培效应。附录C给出了种推荐的生成轴向燃耗包络战的方法。1.3 例阳算如压水堆核电厂贮存系统内有多个贮存构型，应分析不同贮存构型交界面对临界计算结果的影响.在您料装我“故（错放）、数科组件趺落等可信犷故工况的计算分析中，可亚信产故燃料祖件中的固定式可燃吸收体,应考虑随福照不断诳行,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,燃料装载事故（错放）、燃料组件跣落等可信事故工况中的事故燃料组件的处干最大反应性状态。7 及和3的一定7.1 糠案成分引起的

13、”及不7.1.1 圻如HM附”及不定度对核素成分计算程序和核数据库的验证宜选用羟过评估的辎照后核素成分测定实裟数据。辎照后核素成分测定实验数据宜包括样品在燃料现件中的详细位置、控制棒插入史,可燃吸也体粗照史、硼浓度变化史、慢化剂温度变化史、功率变化史、冷却历史、核素成分测定结果及其不确定度等.在有足够H适合的核素成分验证数据时，可采用核素修正因子法等保守方法，亦可采用直接偏差法、蒙特卡罗不确定度抽样法、灵敏度与不稳定位分析法等统计学方法，确定核素成分计算的偏倚及不确定僮引起的kc的保倚及不确定度.核素脩正因子法，使用辐照后核素成分测定实粉的核泰含量测量数据和核素成分计算程存给出的相应核素含量的

14、比值的平均值及标准偏差,保守地逐一修IE临界计算模型中的核素含埴，得到的hr值包含核素成分引起的偏倚及不确定度。直接偏差法，在临界计算模型中，使用辎黑后核素成分测定实验的核素含fft泊域数据和核素成分计算程序给出的核武含fit分别计算k.rtf（.对两个k.r之差Ak进行统计学分析.倚定核素成分引起的kor的儡价及不制定度.蒙特k罗不确定度抽样法，在临界计尊模型中，使刖辐照后核素成分测定实的的核素含疑测出数据和核素成分计算程序给出的核素含量的比值的平均值及标准偏差,抽样临界计算模型中的核素含量,对kc位进行统计学分析.确定核索成分引起的kcr的儡侍及不确定度.灵敏度与不施定度分析法，根据临界计

15、。模限的ke和对,不同核素的灵敏度、塔照后核素成分测定实验的核索含量测量数据和核素成分计鸵程序给出的核素含量的比的的平均值及标准偏差,确定核水成分引起的kc的偏倚及不确定度.7.1.2 缺乏实破时的管及不定度在株乏合适的核素成分验证数擀时,可采用燃耗建信引起的k.降低的一定比例（宜使用5动包络偏倚及不确定度。k.r降低为贮存系统装战新燃料俎件与装我乏燃料现件的ker之港花计算的存系统装我新物料组件的k时.新燃料组件不宜考虑冏定式可燃吸收体.7.2 界计引起的传及不定度7.2.1 界实险证直使用与被评价系统相姒程度较高的临界或次临界星准实验数据会证临界计。程序.选用乏燃料组件或混合氧化物燃料组件的临界基准实验.7.2.2 皆及不定度应基于合适的临界或次临界菸准实验数楸,对临界计尊程序的偏倚及不确定度进行统计学分析。在缺少某些阴系核素的临界基准实验数据时，可根据双引起的k,肾低的定比例包络:号虑儡倚及不醐定度.裂变产物和次胴系核素燃用置值水平下临界计算的验证，可采用其引起的ko降低的定比例包络考虑偏倚及不确定