GB 15146.10-2001反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全固定中子吸收體的應(yīng)用安全要求

IC5.27.120.30F09中華人民共和國(guó)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)GB15146.10—2001反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全固定中子吸收體的應(yīng)用安全要求NuclearcriticalitysafetyforfissilematerialsoutsidereactorsSafetyrequirementsfortheuseoffixedneutronabsorbers2001-10-24發(fā)布2002-04-01實(shí)施中華人民共和國(guó)發(fā)布國(guó)家質(zhì)量監(jiān)督檢驗(yàn)檢疫總局

GB15146.10-2001目次前言范圍2引用標(biāo)準(zhǔn)定義··一般安全要求設(shè)計(jì)要求·。安全評(píng)價(jià)7核實(shí)與檢查

GB15146.10-2001本標(biāo)準(zhǔn)7.1.2、7.1.3為推薦性的，其余為強(qiáng)制性的固定中子吸收體在許多場(chǎng)合可被用作核臨界控制措施之一,用以確保正常和異常運(yùn)行操作條件下所需要的次臨界安全裕度，使更加經(jīng)濟(jì)有效地發(fā)揮設(shè)施或設(shè)備的作用。GB15146.2—1994《反應(yīng)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)淮則與次臨界限值》對(duì)利用中子吸收體進(jìn)行核臨界安全控制作了一般規(guī)定。本標(biāo)準(zhǔn)補(bǔ)充了GB15146.2—1994以及GB15146.8—1994《反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全堆外操作、財(cái)存、運(yùn)輸輕水堆燃料單元的核臨界安全準(zhǔn)則》中的有關(guān)要求,對(duì)固定中子吸收體在反應(yīng)堆外核設(shè)施的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行中的應(yīng)用提出了更加詳細(xì)的安全要求。在本標(biāo)準(zhǔn)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(jī)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(biāo)準(zhǔn)參考美國(guó)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)ANSI/ANS-8.21—1995《固定中子吸收體在非反應(yīng)堆核設(shè)施中的應(yīng)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(biāo)準(zhǔn)替換為我國(guó)的相應(yīng)標(biāo)準(zhǔn)。本標(biāo)準(zhǔn)由中國(guó)核工業(yè)總公司提出本標(biāo)準(zhǔn)起草單位：核工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)化研究所本標(biāo)準(zhǔn)主要起草人：糕鳳官。

中華人民共和國(guó)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全固定中子吸收體的應(yīng)用安全要求GB15146.10-2001NuclearcriticalitysafetyforfissilematerialsoutsidereactorsSafetyrequirementsfortheuseoffixedneutronabsorbers范圍本標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定了作為反應(yīng)堆外核設(shè)施和易裂變材料工藝設(shè)備的有機(jī)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(yīng)用安全要求。本標(biāo)準(zhǔn)適用于操作、加工、處理和貼存易裂變材料的設(shè)施的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行。本標(biāo)準(zhǔn)也適用于與易裂變材料的運(yùn)輸有關(guān)的設(shè)備。2引用標(biāo)準(zhǔn)下列標(biāo)準(zhǔn)所包含的條文，通過(guò)在本標(biāo)準(zhǔn)中引用而構(gòu)成為本標(biāo)準(zhǔn)的條文。本標(biāo)準(zhǔn)出版時(shí),所示版本均為有效。所有標(biāo)準(zhǔn)都會(huì)被修訂，使用本標(biāo)準(zhǔn)的各方應(yīng)探討使用下列標(biāo)準(zhǔn)最新版本的可能性GB15146.1—1994反應(yīng)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！反應(yīng)堆外易裂變材料的核臨界安全GB15146.2—1994易裂變材料操作、加工、處理的基本技術(shù)準(zhǔn)則與次臨界限值HAF0400(91）核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定3定義本標(biāo)準(zhǔn)采用下列定義3.1核臨界安全nuclearcriticalitysafety預(yù)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?zhǔn)椒磻?yīng)的措施3.2中子吸收體neutronabsorber能俘獲中子的材料。3.3固定中子吸收體fixedneutronabsorber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饅化體moderator通過(guò)對(duì)中子的散射而使中子能量降低的材料。3.5固定慢化體fixedmoderator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)neutronabsorbersystem固定中子吸收體、固定慢化體和其他具有某種已知核