书 书 书犐犆犛 ２７ ． １２０ 犉 ０９ 中华人民共和国国家标准 犌犅 １５１４６ ． ８ — ２００８ 代替 ＧＢ１５１４６．８ — １９９４ 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 犖狌犮犾犲犪狉犮狉犻狋犻犮犪犾犻狋狔狊犪犳犲狋狔犳狅狉犳犻狊狊犻犾犲犿犪狋犲狉犻犪犾狊狅狌狋狊犻犱犲狉犲犪犮狋狅狉狊 — 犘犪狉狋 ８ ： 犆狉犻狋犻犮犪犾犻狋狔狊犪犳犲狋狔犮狉犻狋犲狉犻犪犳狅狉狋犺犲犺犪狀犱犾犻狀犵 ， 狊狋狅狉犪犵犲 ， 犪狀犱狋狉犪狀狊狆狅狉狋犪狋犻狅狀 狅犳犔犠犚犳狌犲犾狅狌狋狊犻犱犲狉犲犪犮狋狅狉狊 ２００８  ０９  １９ 发布 ２００９  ０８  ０１ 实施 中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局 中国国家标准化管理委员会 发布 书 书 书前 　　 言 　　 本部分的全部技术内容为强制性 。 ＧＢ１５１４６ 《 反应堆外易裂变材料的核临界安全 》 迄今已经发布了下列 １１ 个部分 ： ——— ＧＢ１５１４６．１ 　 第 １ 部分 ： 核临界安全行政管理规定 （ 代替 ＧＢ１５１４６．１ — １９９４ ） ——— ＧＢ１５１４６．２ 　 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 （ 代替 ＧＢ１５１４６．２ — １９９４ ） ——— ＧＢ１５１４６．３ 　 第 ３ 部分 ： 易裂变材料贮存的核临界安全要求 （ 代替 ＧＢ１５１４６．３ — １９９４ ） ——— ＧＢ１５１４６．４ 　 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 　 钚  天然铀混合物的核临界控制准则和次临界限值 ——— ＧＢ ／ Ｔ１５１４６．６ 　 硼硅酸盐玻璃拉希环及其应用准则 ——— ＧＢ１５１４６．７ 　 次临界中子增殖就地测量安全规定 ——— ＧＢ１５１４６．８ 　 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 （ 代替 ＧＢ１５１４６．８ — １９９４ ） ——— ＧＢ１５１４６．９ 　 核临界事故探测与报警系统的性能及检验要求 ——— ＧＢ１５１４６．１０ 　 固定中子吸收体的应用安全要求 ——— ＧＢ ／ Ｔ１５１４６．１１ 　 基于限制和控制慢化剂的核临界安全 ＧＢ１５１４６ 对反应堆外易裂变材料操作 、 加工 、 处理 、 贮存和运输的核临界安全提出了要求和建议 。 本部分为 ＧＢ１５１４６ 的第 ８ 部分 。 本部分代替 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 》。 本部分与 ＧＢ１５１４６．８ — １９９４ 相比主要变化 ： ——— 增加了前言部分 ； ——— 在范围中增加了轻水堆燃料棒 ； ——— 建立了符合统计学概念的次临界准则的方法 ； ——— 删除了有关行政管理措施等 （ １９９４ 版第 ５ 章 ）； ——— 助动词 “ 必须 ” 改为 “ 应当 ”、“ 宜 ” 或 “ 可以 ”。 此次修订的绝大多数是编辑性的修改 ， 除删除了一些无须有的章节外 ， 还添加了一些新内容 ， 例如 符合统计学概念的次临界准则建立方法 。 在现版本中 ， 用助动词 “ 应 ” 表示要求 ，“ 宜 ” 表示建议 ； 而助动词 “ 可以 ” 所表示的与前版相同 ， 不是要 求也不是建议 ， 只是一种许可 。 用 “ 应 ” 表示的要求是强制性的 ； 对于用 “ 宜 ” 所表示的建议 ， 如不执行 ， 则 应通过文件化的论证说明理由 。 本部分的附录 Ａ 为资料性附录 。 本部分由全国核能标准化技术委员会提出 。 本部分由全国核能标准化技术委员会归口 。 本部分起草单位 ： 中国核电工程有限公司 。 本部分主要起草人 ： 梁志 、 霍小东 。 本部分于 １９９４ 年首次发布 。 Ⅰ 犌犅 １５１４６ ． ８ — ２００８ 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 １ 　 范围 本部分规定堆外操作 、 贮存和运输轻水堆燃料棒和燃料单元的核临界安全准则 。 本部分适用于轻水堆燃料棒和燃料单元的堆外操作 、 贮存和运输 。 ２ 　 规范性引用文件 下列文件中的条款通过本部分的引用而成为本部分的条款 。 凡是注日期的引用文件 ， 其随后所有 的修改单 （ 不包括勘误的内容 ） 或修订版均不适用于本部分 ， 然而 ， 鼓励根据本部分达成协议的各方研究 是否可使用这些文件的最新版本 。 凡是不注日期的引用文件 ， 其最新版本适用于本部分 。 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 技术准则与次临界限值 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 ＧＢ１５１４６．９ 　 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 ３ 　 术语和定义 下列术语和定义适用于本部分 。 ３ ． １ 受控参数 　 犮狅狀狋狉狅犾犾犲犱狆犪狉犪犿犲狋犲狉 限制在规定范围内的参数 。 ３ ． ２ 燃料棒 　 犳狌犲犾狉狅犱 包含易裂变核素的材料的细长圆柱体 ， 通常封装在金属套管中 。 ３ ． ３ 燃料单元 　 犳狌犲犾狌狀犻狋 操作 、 贮存 、 运输时的基本单位 。 例如 ， 燃料组件 、 装在罐内的乏燃料或集合在一起的燃料棒 。 ３ ． ４ 独立审查 　 犻狀犱犲狆犲狀犱犲狀狋犪狊狊犲狊狊犿犲狀狋 由原作者以外的具备资格的人员对前者所完成的核临界安全评价所进行的审查 ， 目的是确保该评 价是正确的 。 审查者与原作者可同属一个单位 。 ４ 　 一般安全准则 ４ ． １ 　 一般的核临界安全行政管理规定和技术规定见 ＧＢ１５１４６．１ 、 ＧＢ１５１４６．２ 。 ４ ． ２ 　 用于计算有效增殖因子的方法应依照 ＧＢ１５１４６．２ 进行确认 。 １ 犌犅 １５１４６ ． ８ — ２００８ ４ ． ３ 　 应按照 ＧＢ１５１４６．９ 中的规定确定设置临界报警系统的必要性和它们的使用规则 。 ４ ． ４ 　 对于任何涉及到燃料棒或燃料单元的操作 、 贮存 、 运输的作业或系统 ， 在作业的首次进行或系统初 次使用 ， 或者对它们实施变更之前 ， 应按照第 ５ 章规定的准则对所有的正常工况 、 可信的异常工况进行 评价 ， 以断定此类作业或系统是次临界的 （ 见附录 Ａ ）。 ４ ． ５ 　 核临界安全评价应确定并明确指出临界安全所依赖的受控参数 ， 及其设计 、 操作限值 。 这些受控 参数或者工况的变化所产生的影响应形成文件 。 ４ ． ６ 　 核临界安全评价应形成文件 ， 这些文件要内容详细 、 条理清楚 ， 不能含糊不清 ， 以利于独立审查和 确保结果的正确性 。 ４ ． ７ 　 在作业实施之前 ， 应进行独立审查 ， 以确保 ４．４ 所要求的评价是适当的 。 ４ ． ８ 　 在作业实施之前 ， 应核实作业时的构型与工况要满足 ４．５ 规定的设计与操作限值要求 。 ４ ． ９ 　 可以使用在燃料自身 、 结构件 、 设备中或与结构件 、 设备组成一体的溶液中 ， 加入诸如钆 、 硼等中子 吸收剂的方法 ， 来确保核临界安全 。 但在依赖中子吸收剂确保临界安全时 ， 则应运用控制措施确保其保 持预定的布置 、 分布和浓度 。 在使用溶液吸收剂时宜格外小心 ， 应符合相关安全标准的规定 。 燃料单元 中含有可燃毒物时 ， 寻找反应性最大的状态时宜格外小心 。 应按照 ＧＢ１５１４６．１０ 中的规定使用固定中 子吸收剂 。 ４ ． １０ 　 在进行核临界安全评价时 ， 应在可信数值范围内选取那些影响反应性的燃料特性 （ 如材料组成 、 几何条件或温度 ）， 以便获得所评价系统的最大中子增殖因子 。 可以通过找出一个最大的燃料单元反应 性 ， 并确保任一燃料单元的反应性不比该反应性数值更大的策略 ， 来考虑由于燃耗而引起的反应性降 低 。 可以通过以下措施来保证任一燃料单元的反应性不超过上述最大反应性值 ： ａ ） 　 与反应性相关的测量 ； ｂ ） 　 分析以及核实每个燃料单元的辐照历史 。 此外 ， 还应考虑燃料单元中的燃耗的轴向分布 。 ４ ． １１ 　 对燃料棒和燃料单元进行操作 、 贮存 、 运输时 ， 应留有足够的安全系数 ， 以保证至少需要一并发生 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 。 ５ 　 确定次临界准则 ５ ． １ 　 当用分析的方法来预测中子增值因子时 ， 按式 （ １ ） 计算出的中子增值因子 犽 ｐ 应等于或小于所确定 的许可中子增殖因子 ， 即 ： 犽 ｐ ≤ 犽 ｃ － Δ 犽 ｐ － Δ 犽 ｃ － Δ 犽 ｍ ……………………………（ １ ） 　　 式中 ： 犽 ｐ ——— 在所有正常工况或可信的异常工况或事件情况下 ， 被评价系统的中子增殖因子计算值 犽 ｅｆｆ 。 犽 ｃ ——— 用特定的计算方法计算若干基准临界实验得到的平均 犽 ｅｆｆ 。 用于计算 犽 ｃ 的基准临界实验在 物理组成 、 构型和核特性 （ 包括反射层 ） 等方面宜与被评价系