ICS27. 120.20 F 65 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20700-2023 压水堆核电厂燃料燃耗信用制方法应用导 则 Application guidance of burnup credit for fuel assemblies of pressurized water reactornuclearpowerplants 2023-10-11发布 2024-04-11实施 国家能源局 发布
NB/T 20700-2023 目次 前 2规范性引用文件 3术语和定义 4总述 5核素成分计算 6临界计算分析 偏倚及不确定度的确定 8装载约束条件 9燃耗值核实 附录 A（资料性）乏燃料组件核素成分计算时保守的堆芯运行参数组合示例 附录 B （资料性）不同置信水平下推荐的核素种类 附录C（资料性） 一种适用于乏燃料组件贮存系统的轴向燃耗包络曲线生成方法 附录D（资料性）装载约束条件示例.
NB/T20700-2023 前言 本文件按照GB/T1.1-2020《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、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、中广核研究院有限公司.
本文件主要起草人：霍小东、杨海峰、易璇、邵增、于淼、胡小利、陈添、蒋朱敏、刘晓黎、赵子 凡、王丽华、党哈雷、杨波、赵均、韩嵩、苏耿华、肖会文、郭治鹏、李想、张毅诚、费钧天、樊雨轩.
II
NB/T 20700-2023 压水堆核电厂燃料燃耗信用制方法应用导则 1范围 循的准则.
本文件适用于压水堆核电厂完整的二氧化铀燃料组件湿法和干法贮存，其他应用场景可根据本文件 中的原则适应性参考执行.
本文件假设燃料和任何固定式可燃吸收体都包含在一起.
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（包括的修改单）适用于本 文件.
GB15146.2一2008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 GB15146.3-2008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 GB15146.8一2008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/T15146.12-2017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 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件.
3. 1 燃耗信用制burnupcredit 考虑燃料随堆芯辐射和冷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.
[来源：GB/T 15146.12-2017 3.4] 3. 2 极限组件limitingfuelassenbly 一种真实或假设的新燃料组件，能够包络一组燃料组件的设计特点，在指定燃耗深度下其乏燃料组 件反应性是这一组燃料组件中最大的.
3.3 轴向燃耗包络线axialburnupboundingprofile 基于一系列乏燃料组件的理论计算或实测燃耗值，统计生成的一套适用于该系列乏燃料组件的归一 化、保守的轴向燃耗分布.
3. 4 末端效应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匀假设的 临界计算模型的k之差.
3.5 伪裂变产物pseudofissionproduct 用来模拟多种裂变产物总的反应性价值的一种虚拟的裂变产物.
3. 6 置信水平burnup credit level
NB/T 20700-2023 应用燃耗信用制时，依据分析和实施的技术水平、可接受的保守程度，在临界计算分析中置信不同 的核素种类.
典型的置信水平有铀环置信、钢系置信、钢系和主要裂变产物置信、全置信.
4总述 应用燃耗信用制方法进行压水堆核电厂乏燃料组件贮存系统的临界安全分析，包含以下几部分内容： 一乏燃料组件的核素成分计算： 一一贮存系统临界安全计算： 一一计算程序的验证分析与偏倚及不确定度的计算： 装载约束条件的建立： 一燃耗值核实.
燃耗信用制方法应用时，临界安全分析中通用的考虑因素，应符合GB15146.2-2008、GB15146.3 2008、GB15146.8-2008的相关准则.
燃耗信用制方法应用时，次临界准则的确定应符合GB/T15146.12一2017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，计算分析的总原则应符合GB/T15146.12一2017中6.1的规定.
5核素成分计算 5.1计算程序的选择 应采用经过工程验证的、可靠的核素成分计算程序及其核数据库.
宜采用与堆芯核设计配套的核素成分计算程序，亦可采用其他经过工程验证的、可靠的核素成分计 算程序.
采用的核素成分计算程序应能模拟燃料组件的设计特点（如径向或轴向富集度分区、固定式或可移 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，应能模拟燃耗链、衰变链，预测所置信核素成分的反应性效应和含量.
5.2极限组件的确定 根据堆型的设计特点、运行模式、燃料管理策略和燃料组件的设计特点，对组件进行分类，针对每 一类组件确定极限组件、极限组件在相应燃耗深度下的核素含量用于贮存系统的临界安全设计，应能包 络该类乏燃料组件的临界安全分析.
组件的分类应满足第8章的要求.
确定极限组件时，除燃料组件基本构型和初始富集度外，还应包括有无轴向富集度分区、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.
V 论证极限组件时，应考虑燃料组件核素成分计算、置信水平、以及贮存系统的中子吸收体等因素.
5.3包络堆芯运行参数的确定 根据堆型的设计特点、运行模式选择燃料组件核素成分计算时的堆芯运行参数组合，应使得燃料组 件燃耗计算中的中子能谱硬化.
如两个运行参数因相互关联，保守极限值不能同时出现，对临界安全设 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： 一一冷却剂温度和/或密度； 一一可溶硼浓度（如果采用可溶硼）： 一一控制棒和/或可燃吸收体； 一-功率密度； 一-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：可溶硼浓度宜使用循环寿期的平均硼浓度，并考 虑硼浓度计算的不确定度；根据堆芯燃料管理策略和运行模式确定控制棒的插入深度及停留时间，考虑
