ICS 27.120.20 CCS F 69 NB 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20636—2023 压水堆核电厂堆外核临界安全评价方法 Evaluation methods of nuclear criticality safety outside reactors of PWR nuclear power plants 2023 - 05 - 26发布 2023 - 11 - 26实施 国家能源局 发 布 NB/T 20636 —2023 I 目 次 前言 ................................................................................. II 1 范围 ............................................................................... 1 2 规范性引用文件 ..................................................................... 1 3 术语和定义 ......................................................................... 1 4 总则 ............................................................................... 1 5 工况确定 ........................................................................... 2 6 计算模型建立和计算分析 ............................................................. 2 7 偏倚及其不确定度的分析 ............................................................. 3 8 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 参考文献 .............................................................................. 7 NB/T 20636 —2023 II 前 言 本文件按照GB/T 1.1—2020《标准化工作导则 第1部分：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专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。 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归口。 本文件起草单位：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中广核研究院有限公 司。 本文件主要起草人：霍小东、杨海峰、邵增、易璇、李云龙、于淼、胡小利、陈添、杨波、王丽华、 党哈雷、赵均、苏耿华、冯嘉。 NB/T 20636 —2023 1 压水堆核电厂堆外核临界安全评价方法 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂堆外燃料组件操作、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。 本文件针对包含燃料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、加固、损坏或再 装配的燃料组件的核临界安全评价可参照本文件执行。 2 规范性引用文件 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（包括所有的修改单）适用于本 文件。 GB 15146.2 －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 的基本技术规则与次临界限值 GB 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 GB/T 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/T 20515 －2018 压水堆核电厂乏燃料组件湿法贮存临界安全分析准则 HAD102/15 核动力厂燃料装卸和贮存系统设计 3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 双偶然原则 double contingency principle 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。 3.2 可信事故工况 credible accidental scenario 基于通常可接受的工程判断，确认有可能发生的事故工况。 4 总则 核临界安全分析和评价应遵循双偶然原则。 应选用经过验证的、可靠的、适用的核临界安全计算分析程序，由具有设计资质和程序使用经验的 人员负责，并对程序计算结果的正确性和可靠性进行检查和评价。 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： ——正常工况和可信事故工况的确定； ——计算模型建立和计算分析； ——偏倚及其不确定度的分析； NB/T 20636 —2023 2 ——接受限值建立和安全评价。 5 工况确定 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故工况。除本文件列出的可信事故工 况外，可参考 HAD102/15 、GB 11806 －2019、GB 15146.2 －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 湿法贮存系统 湿法贮存系统的正常工况应考虑其最大设计容量，并保守地考虑慢化剂的密度变化。装载的燃料组 件应满足装载约束条件、具备最大反应性。例如对于使用燃耗信用制设计的区域，装载约束条件通常为 初始富集度对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跌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：一组不满足装载约束条件、具备最大反应性的燃料组件误装载到系统的事故工 况； c) 地震事故：贮存设备在地震下可能发生位移和/或变形的事故工况； d) 可溶中子吸收体稀释事故：贮存系统中可溶中子吸收体（如有）的含量由于某种原因降低的事 故工况。 不同贮存区域的中子解耦假设应通过适当的论证。 5.3 干法贮存系统 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。装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，并考虑容器外表面附有 水层的情况。 干法贮存系统的可信事故工况应包括但不限于以下： a) 进水事故：系统遭到水淹、处于最佳慢化状态的事故工况，除非能证明不存在进水的可能性。 进水事故工况下，应考虑乏燃料组件芯块和包壳间可能的进水； b) 跌落事故：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：一组不满足装载约束条件、具备最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：贮存设备在地震下可能发生位移和/或变形的事故工况。 6 计算模型建立和计算分析 6.1 总体要求 计算程序使用前，应对其进行校验，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 进行重新校验。 临界安全分析的计算模型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 燃料组件建模 NB/T 20636 —2023 3 根据设计特性，燃料组件的模型应保守地选择芯块直径、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、燃料棒栅距等几何参数值，以及燃料芯块核素成分及其 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有效增殖因子的最 终不确定度中。应论证燃料组件其他结构部件的简化处理是保守的。 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 因素。 对于含有可燃吸收体的燃料组件，仅可置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。 应考虑随着辐照进行， 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 设备建模及其他考虑 对于燃料组件贮存、转运等