GB 15146.10-2001英文版 反應堆外易裂變材料的核臨界安全固定中子吸收體的應用安全要求
GBT 15146.10-2001英文版 Nuclear criticality safety for fissile materials outside reactors Safety requirements for the use of fixed neutron absorbers

前 ?言
? ?本標準7.1.2、7.1.3為推薦性的，其余為強制性的。
? ?固定中子吸收體在許多場合可被用作核臨界控制措施之一，用以確保正常和異常運行操作條件下所需要的次臨界安全裕度，使更加經(jīng)濟有效地發(fā)揮設(shè)施或設(shè)備的作用。
? ?GB 15146.2—1994《反應堆外易裂變材料的核臨界安全 ?易裂變材料操作、加工、處理的基本技術(shù)準則與次臨界限值》對利用中子吸收體進行核臨界安全控制作了一般規(guī)定。本標準補充了GB 15146.2—1994以及GB 15146.8—1994《反應堆外易裂變材料的核臨界安全 ?堆外操作、貯存、運輸輕水堆燃料單元的核臨界安全準則》中的有關(guān)要求，對固定中子吸收體在反應堆外核設(shè)施的設(shè)計、建造和運行中的應用提出了更加詳細的安全要求。在本標準中，所謂固定中子吸收體是指作為設(shè)施、設(shè)備或燃料部件的有機組成部分并按要求發(fā)揮核臨界安全控制作用的中子吸收體。
? ?本標準參考美國國家標準ANSI/ANS-8.21—1995《固定中子吸收體在非反應堆核設(shè)施中的應用》編制而成，其技術(shù)內(nèi)容與后者等效，但在結(jié)構(gòu)方面作了必要的調(diào)整，并將引用標準替換為我國的相應標準。
? ?本標準由中國核工業(yè)總公司提出。

1 ?范圍
? ?本標準規(guī)定了作為反應堆外核設(shè)施和易裂變材料工藝設(shè)備的有機組成部分，并提供核臨界安全控制作用的固定中子吸收體的應用安全要求。
? ?本標準適用于操作、加工、處理和貯存易裂變材料的設(shè)施的設(shè)計、建造和運行。本標準也適用于與易裂變材料的運輸有關(guān)的設(shè)備。
2 ?引用標準
? ?下列標準所包含的條文，通過在本標準中引用而構(gòu)成為本標準的條文。本標準出版時，所示版本均為有效。所有標準都會被修訂，使用本標準的各方應探討使用下列標準最新版本的可能性。
? ?GB 15146.1—1994 ?反應堆外易裂變材料的核臨界安全 ?核臨界安全行政管理規(guī)定
? ?GB 15146.2—1994 ?反應堆外易裂變材料的核臨界安全 ?易裂變材料操作、加工、處理的基本技術(shù)準則與次臨界限值
? ?HAF 0400（91） ?核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定
3 ?定義
? ?本標準采用下列定義。
3.1 ?核臨界安全 ?nuclear criticality safety
? ?預防核臨界事故和減輕核臨界事故后果的措施，其中最根本的是防止意外發(fā)生中子鏈式反應的措施。
3.2 ?中子吸收體 ?neutron absorber
? ?能俘獲中子的材料。
3.3 ?固定中子吸收體 ?fixed neutron absorber
? ?與易裂變材料的所在位置成既定幾何關(guān)系的固態(tài)中子吸收體。
3.4 ?慢化體 ?moderator
? ?通過對中子的散射而使中子能量降低的材料。
3.5 ?固定慢化體 ?fixed moderator
? ?與固定中子吸收體及易裂變材料的所在位置成既定幾何關(guān)系的慢化體。
3.6 ?中子吸收體系統(tǒng) ?neutron absorber system
? ?固定中子吸收體、固定慢化體和其他具有某種已知核臨界安全功能的材料的任意組合。
3.7 ?基準實驗 ?benchmark experiment
? ?適合于驗證用于評價中子吸收體系統(tǒng)有效性的計算方法的實驗。
3.8 ?驗證 ?validation
? ?用實驗結(jié)果證實用于評價核臨界控制用中子吸收體系統(tǒng)有效性的分析方法是否滿足預定要求的過程。
3.9 ?核實 ?verification
? ?通過調(diào)查、與某種標準比較或查閱多個同類事實從而確定或確認某一事實的真實性或正確性。
3.10 ?在役核實 ?in-service verification
? ?在中子吸收體系統(tǒng)安裝之后對其完整性所進行的定期核實。
4 ?一般安全要求
4.1 ?在核臨界控制中應用固定中子吸收體的目的在于確保設(shè)施或設(shè)備在其整個運行壽期內(nèi)在正常和可信異常條件下的次臨界度。必須遵循GB 15146.1所規(guī)定的核臨界安全行政管理基本要求和GB 15146.2所規(guī)定的核臨界安全基本技術(shù)準則。在選用某種吸收材料之前，必須對由該種材料制成的吸收體及其俘獲中子的有效性進行核實。中子吸收體系統(tǒng)安裝之后，必須進行核實以保證中子吸收體系統(tǒng)處于預定位置。必須根據(jù)吸收體所處的環(huán)境條件、吸收體材料的性質(zhì)以及吸收體系統(tǒng)的構(gòu)型等來確定核實的內(nèi)容、深度和頻率。確定中子吸收體的有效性時，必須應用適用的實驗數(shù)據(jù)或應用已借助適當?shù)幕鶞蕦嶒烌炞C過的分析方法。對于各種具體的應用，其材料的選擇與保護必須與所設(shè)計的設(shè)施在正常及可信異常條件下運行操作時的中子吸收要求相適應。如果中子吸收體系統(tǒng)內(nèi)的慢化體或結(jié)構(gòu)材料是核臨界安全所需要的，則也必須按下面各章的規(guī)定對這些材料進行控制、分析和核實。
4.2 ?對于本標準規(guī)定的各項活動，必須建立并執(zhí)行滿足HAF 0400（91）所規(guī)定的有關(guān)要求的質(zhì)量保證大綱。
5 ?設(shè)計要求
5.1 ?設(shè)計必須確保在預期的運行壽期內(nèi)中子吸收體系統(tǒng)始終保持其所要求的與易裂變材料的幾何關(guān)系。
5.1.1 ?必須提供核實手段，以確定中子吸收體系統(tǒng)的所有部件均滿足設(shè)計、安全和運行操作要求。中子吸收體系統(tǒng)的設(shè)計還必須考慮在役核實要求。
5.1.2 ?設(shè)計必須包括對運行操作環(huán)境條件的評價。設(shè)計過程中必須采取措施保護中子吸收體或保護中子吸收體的防護材料，以防止它們的性能因化學的、物理的、輻射的和機械的影響而降低，或使這種降低保持在允許的范圍內(nèi)。
5.1.2.1 ?設(shè)計必須確保固定中子吸收體在其預期的運行壽期內(nèi)（包括在所有可信的中子慢化與反射條件下）保持所要求的中子吸收能力。
5.1.2.2 ?必須評價在預期的運行壽期內(nèi)輻射對中子吸收體系統(tǒng)的影響，如中子吸收所造成的貧化，以及脆化和輻射等。
5.1.3 ?設(shè)計必須考慮工藝材料的差異、制造公差、吸收體密度與分布的不確定度以及中子吸收體核特性（如中子截面）的不確定度，并留出適當?shù)陌踩Ａ俊?br>5.2 ?設(shè)計必須確保中子吸收體系統(tǒng)的核臨界安全功能不因設(shè)施或設(shè)備可能遇到的所有可信運行操作事件和自然事件而受到損害。
5.3 ?中子吸收體系統(tǒng)的設(shè)計必須能防止其部件意外移出、移動或變更。
5.4 ?含有固定中子吸收體的設(shè)施和設(shè)備的設(shè)計必須針對固定中子吸收體的安裝、運行操作和維修適當運用人因工程學原則。
5.5 ?固定中子吸收體系統(tǒng)的設(shè)計必須考慮運行操作要求、易裂變材料的衡算要求和其他有關(guān)安全問題。
6 ?安全評價?
6.1 ?中子吸收體系統(tǒng)的安全評價必須遵循GB 15146.1—1994第5章所規(guī)定的有關(guān)核臨界安全分析與評價的各項基本要求。
6.1.1 ?必須評價正常運行操作環(huán)境條件下因物理或化學作用、任何材料組分的變化和中子吸收體系統(tǒng)本身材料（如包殼材料）的變化而引起中子吸收體性能下降的可能性。
6.1.2 ?必須評價各種可信的不利環(huán)境條件與運行操作條件對中子吸收體系統(tǒng)的影響，如輻射損傷、貧化、化學反應、溫度變化、壓力狀況、振動、機械沖擊、磨蝕、腐蝕、意外移出、失火和水淹等。
6.1.3 ?發(fā)生了使中子吸收體系統(tǒng)的物理或化學條件超出設(shè)計范圍的任何事件后，在開始新的運行之前必須對系統(tǒng)進行再評價。
6.2 ?安全分析必須以經(jīng)過驗證的計算方法所給出的結(jié)果或以適用的實驗所給出的結(jié)果為基礎(chǔ)。必須按GB 15146.2的規(guī)定對計算方法進行驗證。
6.2.1 ?所用的計算方法必須能反映與局部中子吸收體相關(guān)的中子通量密度下陷效應。
6.2.2 ?必須評價固定中子吸收體的非均勻性（如穿過中子吸收體材料的中子漏束）對核臨界的影響。
6.3 ?評價必須考慮制造公差、材料替換、幾何變化、腐蝕允量、模型假設(shè)、工藝變量和其他有關(guān)不確定度。
7 ?核實與檢查
7.1 ?必須將中子吸收體系統(tǒng)的核實與檢查計劃納入設(shè)施的運行質(zhì)量保證要求。任何核實與檢查活動均不得妨害正在運行的系統(tǒng)的核臨界安全。必須將核實與檢查形成文件，并將有關(guān)記錄保存到設(shè)施和中子吸收體系統(tǒng)的運行壽期終了。
7.1.1 ?必須確定所需要的在役核實與檢查的內(nèi)容、深度與頻率；應考慮的因素包括安全分析、吸收體所處的環(huán)境條件和吸收體材料的特性。
7.1.2 ?需要時，用于測量吸收體特性的方法可以包括中子學技術(shù)、其他無損檢驗技術(shù)或化學檢驗方法。
7.1.3 ?用于核實中子吸收體特性的檢驗方法應利用可溯源到國家基準的材料標準予以校準。
7.2 ?中子吸收體材料的采購、中子吸收體系統(tǒng)部件的制造以及中子吸收體系統(tǒng)的安裝、運行操作與維修等均必須執(zhí)行核實與檢查計劃。
7.2.1 ?采用之前，必須對中子吸收體材料的元素數(shù)據(jù)或同位素數(shù)據(jù)進行核實。
7.2.2 ?實際安裝之前，必須核實中子吸收體系統(tǒng)的部件與其設(shè)計圖紙和技術(shù)規(guī)格書相符合。
7.2.3 ?投入運行應用之前，必須核實中子吸收體系統(tǒng)的安裝正確。
7.2.4 ?必須核實中子吸收體系統(tǒng)的運行操作與維修符合安全評價要求。
7.3 ?必須對在役核實的結(jié)果進行評價；需要時必須采取相應的糾正措施。