DIN 25712-2015 Criticality safety taking into account the burnup of fuel for transport and storage of irradiated light water reactor fuel assemblies in casks《考虑容器中受辐射轻水反应堆燃料组件运输和储存.pdf

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1、April 2015DEUTSCHE NORM DIN-Normenausschuss Materialprfung (NMP)Preisgruppe 20DIN Deutsches Institut fr Normung e. V. Jede Art der Vervielfltigung, auch auszugsweise, nur mit Genehmigung des DIN Deutsches Institut fr Normung e. V., Berlin, gestattet.ICS 27.120.30!%b6“2296319www.din.deDDIN 25712Kriti

2、kalittssicherheit unter Anrechnung des Brennstoffabbrands beiTransport und Lagerung bestrahlterLeichtwasserreaktor-Brennelemente in BehlternCriticality safety taking into account the burnup of fuel for transport and storage ofirradiated light water reactor fuel assemblies in casksSret-criticit compt

3、e tenu du taux de combustion des combustibles lors du transport etdu stockage dlments combustibles irradis en chteaux de transport en provenance deracteurs eau lgreAlleinverkauf der Normen durch Beuth Verlag GmbH, 10772 BerlinErsatz frDIN 25712:2007-07www.beuth.deGesamtumfang 53 SeitenDIN 25712:2015

4、-04 2 Inhalt Seite Vorwort . 4 1 Anwendungsbereich 5 2 Normative Verweisungen . 5 3 Begriffe und Symbole . 7 3.1 Begriffe 7 3.2 Symbole . 7 4 Kritikalittssicherheit . 9 4.1 Grundstze 9 4.2 Auslegungsannahmen und Festlegungen . 9 4.2.1 Grundlegende Anforderungen 9 4.2.2 Anforderungen an die Kritikali

5、ttsanalyse 11 4.3 Parameter, die die Kritikalittssicherheit beeinflussen 12 4.3.1 Allgemeines . 12 4.3.2 Kenngren der Brennstbe und Brennelemente 12 4.3.3 Kenngren der Behlter und Behltereinbauten 13 4.3.4 Sonstige Einflussgren . 14 4.4 Sicherstellung ausreichender Unterkritikalitt 14 4.4.1 Grundstz

6、e 14 4.4.2 Ermittlung der Unsicherheiten 14 4.4.3 Bercksichtigung der Inhomogenitt des Abbrands 15 5 Kontrollen der Beladung der Behlter 16 5.1 Allgemeine Anforderungen 16 5.2 Ermittlung des Abbrands und Erstellung von Beladeplnen 17 5.2.1 Allgemeines . 17 5.2.2 Vergleich des Abbrands mit dem durch

7、eine Beladungskurve geforderten Mindestabbrand 17 5.2.3 Bestimmung eines in der Kritikalittsanalyse hchstzulssigen Abbrandwerts 18 5.3 Kontrollmessungen bei der Beladung der Behlter 18 5.3.1 Allgemeines . 18 5.3.2 Entscheidungsmessung 18 5.3.3 Konsistenzprfung . 19 6 Dokumentation 19 Anhang A (infor

8、mativ) Erluterungen zu Bestimmung und Anwendung von Beladungskurven (Erluterungen zu 3.1.2, 4.4.3 und 5.2) . 20 A.1 Grundlage und Bedeutung einer Beladungskurve 20 A.1.1 Reaktivittsquivalenzbedingung und Beladungskurve 20 A.1.2 Kritikalittssicherheitsakzeptanzkriterium und Beladungskurve 20 A.2 Grun

9、dlage der Bestimmung einer Beladungskurve 21 A.2.1 Allgemeines . 21 A.2.2 Prinzipielle Vorgehensweise zur Bestimmung der Beladungskurve 22 A.2.3 Einseitige 95 %/95 %-Toleranzgrenze . 23 A.2.4 Methode der kleinsten Quadrate“ mit Anwendung eines linearen Modells und Bestimmung von 95 %/95 %-Toleranzgr

10、enze 24 A.3 Bercksichtigung axialer Abbrandprofile 25 A.3.1 Einfhrung . 25 A.3.2 Beschreibung des Verfahrens des aquivalenten uniformen Abbrandes“ zur Bercksichtigung des Endeffekts in der Beladungskurve . 26 A.3.3 Beschreibung des Verfahrens der Generierung eines abdeckenden axialen Abbrandprofils

11、als Funktion des mittleren Abbrandes zur Bercksichtigung des Endeffekts in der Beladungskurve 33 DIN 25712:2015-04 3 A.3.4 Modellierung axialer Abbrandprofile . 45 A.3.5 Bercksichtigung horizontaler Abbrandprofile 46 A.3.6 Andere Verfahren zur Bestimmung einer Beladungskurve 46 A.4 Bercksichtigung v

12、on Unsicherheiten der Bestimmung des mittleren Abbrands, die von einer anzuwendenden Beladungskurve nicht abgedeckt werden 47 Literaturhinweise 51 DIN 25712:2015-04 4 Vorwort Diese Norm wurde vom Fachbereich Kerntechnik, Arbeitsausschuss NA 062-07-45 AA Kritikalittssicherheit“ im DIN-Normenausschuss

13、 Materialprfung (NMP) erarbeitet und erstellt. Es wird auf die Mglichkeit hingewiesen, dass einige Elemente dieses Dokuments Patentrechte berhren knnen. Das DIN und/oder die DKE sind nicht dafr verantwortlich, einige oder alle diesbezglichen Patentrechte zu identifizieren. nderungen Gegenber DIN 257

14、12:2007-07 wurden folgende nderungen vorgenommen: a) Verweisungen wurden aktualisiert; b) 5.1 wurde redaktionell berarbeitet; c) 5.2 wurde redaktionell berarbeitet und konkretisiert; d) 5.3 wurde redaktionell und strukturell berarbeitet; e) Anhnge A.3 bis A.3.4 wurden aktualisiert; f) Bilder wurden

15、berarbeitet. Frhere Ausgaben DIN 25712: 2007-07 DIN 25712:2015-04 5 1 Anwendungsbereich Diese Norm gilt fr den Nachweis der Kritikalittssicherheit bei Transport und Lagerung von bestrahlten Brennelementen oder sonstigen Brennstabanordnungen (z. B. Brennstabbchsen oder -kcher) aus Kern-kraftwerken mi

16、t Leichtwasserreaktoren in Behltern sowie fr die damit verbundenen Handhabungsvorgnge. Die Anrechnung des Abbrands der Brennelemente und -stbe erfordert die Kenntnis des Reaktivittszu-standes des bestrahlten Kernbrennstoffs in den Behltern. Dazu ist das Nuklidinventar des bestrahlten Kern-brennstoff

17、s mit Hilfe von nuklearen Berechnungssystemen zu ermitteln. Dieses Nuklidinventar gehrt neben den geometrischen und sonstigen Merkmalen der Brennelemente und -stbe und der Behlter einschlielich ihrer Einbauten zu den Eingangsdaten, die zum Nachweis der Kritikalittssicherheit mit Hilfe entsprechend g

18、eeigneter Berechnungssysteme erforderlich sind. Es werden daher Festlegungen zur Durchfhrung der Berechnung des Nuklidinventars und der Kritikalittsanalyse von Behltern getroffen, die den genannten Zwecken dienen. Die Bercksichtigung des Abbrands von Brennelementen oder -stben erfordert die Kenntnis

19、 ihres Abbrands und seiner Kontrolle bei der Beladung der Behlter fr den Transport- oder zur Lagerung. Die Norm enthlt Anforderungen, die unter Bercksichtigung des Brennstoffabbrands die Einhaltung der Kritikalittssicherheit beim Transport und bei der Lagerung von bestrahlten Brennelementen und Bren

20、nstben aus Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren in Behltern und bei den damit verbundenen Be- und Entladevorgngen sicherstellen. Die vorliegende Norm enthlt auerdem Festlegungen zur Ermittlung des Abbrands und zur Durchfhrung von Kontrollen der Einhaltung des erforderlichen Abbrands bei der Bel

21、adung der Behlter. Es werden sowohl die bei der Kritikalittsanalyse des Transports von bestrahlten Brennelementen und -stben zu erfllenden Anforderungen in den IAEA Safety Standards Series No. SSR-6 und den internationalen Vorschriften fr die Befrderung gefhrlicher Gter ADR, RID, IMDG-Code, ICAO Tec

22、hnical Instructions und ADN als auch die in den Sicherheitstechnischen Leitlinien fr die trockene Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente in Behltern“ bercksichtigt. Einfhrende Erluterungen zur Anrechnung des Abbrands bestrahlten Kernbrennstoffs sind in DIN 25471:2009-05, Anhnge A und C gegeben.

23、2 Normative Verweisungen Die folgenden Dokumente, die in diesem Dokument teilweise oder als Ganzes zitiert werden, sind fr die Anwendung dieses Dokuments erforderlich. Bei datierten Verweisungen gilt nur die in Bezug genommene Ausgabe. Bei undatierten Verweisungen gilt die letzte Ausgabe des in Bezu

24、g genommenen Dokuments (einschlielich aller nderungen). DIN 1319-4, Grundlagen der Messtechnik Teil 4: Auswertung von Messungen; Messunsicherheit DIN 13303-1, Stochastik Wahrscheinlichkeitstheorie, Gemeinsame Grundbegriffe der mathematischen und der beschreibenden Statistik Begriffe und Zeichen DIN

25、13303-2, Stochastik Mathematische Statistik Begriffe und Zeichen DIN 25401 (alle Teile), Begriffe der Kerntechnik DIN 25463-1, Berechnung der Zerfallsleistung der Kernbrennstoffe von Leichtwasserreaktoren Teil 1: Uranoxid-Kernbrennstoff fr Druckwasserreaktoren DIN 25712:2015-04 6 DIN 25471:2009-05,

26、Kritikalittssicherheit unter Anrechnung des Brennelementabbrandes bei der Lagerung und Handhabung von Brennelementen in Brennelementlagerbecken von Kernkraftwerken mit Leichtwasser-reaktoren DIN 25478, Einsatz von Berechnungssystemen beim Nachweis der Kritikalittssicherheit DIN 55350-21, Begriffe de

27、r Qualittssicherung und Statistik Begriffe der Statistik Zufallsgren und Wahrscheinlichkeitsverteilungen DIN 55350-23, Begriffe der Qualittssicherung und Statistik Begriffe der Statistik Beschreibende Statistik DIN 55350-24, Begriffe der Qualittssicherung und Statistik Begriffe der Statistik Schliee

28、nde Statistik DIN ISO 11929, Bestimmung der charakteristischen Grenzen (Erkennungsgrenze, Nachweisgrenze und Grenzen des Vertrauensbereichs) bei Messungen ionisierender Strahlung Grundlagen und Anwendungen KTA 1401:2013-11, Allgemeine Anforderungen an die Qualittssicherung1)KTA 3101.2:1987-12, Ausle

29、gung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreaktoren Teil 2: Neutro-nenphysikalische Anforderungen an Auslegung und Betrieb des Reaktorkerns und der angrenzenden Systeme1)KTA 3602, Lagerung und Handhabung von Brennelementen und zugehrigen Einrichtungen in Kernkraft-werken mit Leichtwasserreakto

30、ren1)IAEA SSR-6, Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, Internationale Atomenergie-Organisation, Wien2)ADR, Europisches bereinkommen ber die internationale Befrderung gefhrlicher Gter auf der Strae, Europische Kommission fr Wirtschaft, Genf1)ADN, Europisches bereinkommen ber die

31、 internationale Befrderung gefhrlicher Gter auf Binnenwasserstraen, Europische Kommission fr Wirtschaft, Genf1)ICAO Technical Instructions, Technische Instruktionen fr den sicheren Transport gefhrlicher Gter per Luft, Internationale Organisation fr die zivile Luftfahrt, Montreal3)IMDG-Code, Internat

32、ionaler Code fr die Befrderung von gefhrlichen Gtern mit Seeschiffen, Internationale Seeschifffahrtsorganisation, London1)RID, Ordnung fr die internationale Eisenbahnbefrderung gefhrlicher Gter, Zwischenstaatliche Organisation fr den internationalen Eisenbahnverkehr, Bern1) ESK, Leitlinie fr die tro

33、ckene Zwischenlagerung bestrahlter Brennelemente und Wrme entwickelnder radioaktiver Abflle in Behltern, Empfehlung der Entsorgungskommission, revidierte Fassung vom 10.06. 20134)1) Zu beziehen durch: Beuth Verlag GmbH, 10772 Berlin (Hausanschrift: Burggrafenstr. 6, 10787 Berlin). 2) Zu beziehen dur

34、ch: International Atomic Energy Agency, Vienna International Centre, PO Box 100, A-1400 Vienna, Austria 3) Zu beziehen durch: Bundesamt fr Sicherheit in der Informationstechnik, Postfach 20 03 63, 53133 Bonn. 4) Zu beziehen durch: Bundesanzeiger vom 03.01.2003 (Nr. 1, S. 11). DIN 25712:2015-04 7 3 B

35、egriffe und Symbole 3.1 Begriffe Fr die Anwendung dieser Norm gelten die Begriffe nach DIN 13303-1, DIN 13303-2, den Normen der Reihe DIN 25401, DIN 25463-1, DIN 25471, DIN 25478, DIN ISO 11929, DIN 55350-21, DIN 55350-23, DIN 55350-24 sowie KTA 1401, KTA 3101.2 und KTA 3602 und die folgenden Begrif

36、fe. 3.1.1 Beladeplan Festlegung der jeweiligen Position der Brennelemente oder sonstiger Brennstabanordnungen in dem zu beladenden Behlter 3.1.2 Beladungskurve Darstellung des Mindestabbrands als Funktion des Anfangsinventars an Spaltstoffen im Brennelement oder einer sonstigen Brennstabanordnung 3.

37、1.3 Bereitstellungsposition Brennelementlagerposition im Nasslager eines Kernkraftwerkes, in der ein Brennelement oder eine sonstige Brennstabanordnung zur Beladung eines Behlters bereitgestellt wird 3.1.4 Mindestabbrand derjenige Abbrand, den ein Brennelement oder eine sonstige Brennstabanordnung m

38、indestens aufweisen muss, damit in einer gegebenen Einrichtung zur Handhabung, zum Transport oder zur Lagerung von Brennelementen oder Brennstabanordnungen die Kritikalittssicherheit sichergestellt ist Anmerkung 1 zum Begriff: Der Mindestabbrand hngt ab vom Anfangsinventar an Spaltstoffen des Brenne

39、lements oder der Brennstabanordnung (siehe 3.1.2). Er hngt auerdem ab von den konstruktiven Merkmalen des Brennelements oder der Brennstabanordnung und der jeweiligen Einrichtung zur Handhabung, zum Transport oder zur Lagerung von Brennelementen oder Brennstabanordnungen. 3.1.5 Schrittfolgeplan Fest

40、legung der Reihenfolge der Umsetzungen von Brennelementen oder sonstigen Brennstabanordnungen zwischen den dafr vorgesehenen Positionen 3.2 Symbole Tabelle 1 Symbole Symbol Bedeutung A mittlerer (spezifischer) Abbrand, im Folgenden mittlerer Abbrand genannt LA aus der Analyse der Leistungsgeschichte

41、 berechneter Wert des mittleren Abbrands eines Brennelements oder eines Brennstabs MA durch Messung ermittelter Wert des mittleren Abbrands eines Brennelements oder eines Brennstabs minA Mindestabbrand (siehe 3.1.4) Signifikanzniveau eAnfangsinventar an Spaltstoffen A Differenz zwischen zwei Abbrand

42、werten DIN 25712:2015-04 8 Tabelle 1 (fortgesetzt) Symbol Bedeutung Akaus der Anrechnung des Abbrands herrhrende Unsicherheit oder aufgrund dieser Anrechnung erforderliche Korrektur des fr eine Kernbrennstoffanordnung berechneten Neutronenmultiplikations-faktors Bksystematische Abweichung des zur Be

43、rechnung des Neutronenmultiplikationsfaktors eingesetzten Berechnungssystems, wie sie sich aus Vergleichen mit adquat gewhlten Benchmark-Experimenten ergibt Bkenthlt alle Unsicherheiten, die herrhren aus der Unsicherheit der Rechenergebnisse der anhand der Benchmark-Experimente ausgefhrten Validieru

44、ngsrechnungen und aus den Unsicherheiten der Parameter, die die experimentellen Randbedingungen und Resultate beschreiben. Erforderlichenfalls istBkum einen Beitrag zu erhhen, der die mit der Extrapolation von den experimentellen Randbedingungen auf die Randbedingungen der betrachteten Kernbrennstof

45、f-anordnung verbundene Unsicherheit bercksichtigt (siehe DIN 25478). NkUnsicherheit des berechneten Neutronenmultiplikationsfaktors, die sich aus den mit der Berechnung des Nuklidinventars bestrahlten Kernbrennstoffs verbundenen Unsicherheiten ergibt. Nkergibt sich aus der Validierung des zur Berech

46、nung des Nuklidinventars eingesetzten Berechnungssystems (siehe KTA 3101.2:1987-12, 6.3). Rkstatistische Unsicherheit oder numerischer Fehler des berechneten Neutronenmultiplikationsfaktors. Skfestgelegter Sicherheitsabstand, der fr einen berechneten Neutronenmultiplikationsfaktor unter Bercksichtig

47、ung der mit seiner Berechnung verbundenen Unsicherheiten vom Zustand der Kritikalitt mindestens eingehalten werden muss (Sk= 0,05, siehe 4.1). Tk Unsicherheit, die von Ma- und Fertigungstoleranzen sowie von Toleranzen in der Materialzusammensetzung der betrachteten Kernbrennstoffanordnung herrhrt. U

48、k Summe ausAk, Bk, Nk,Rkund Tk )(xkNeutronenmultiplikationsfaktor einer durch einen Parametersatz xdefinierten Kernbrennstoff-anordnung ( )LAs Unsicherheit von LA ( )MAs Unsicherheit von MA AZt Abklingzeit xParametersatz ).,(nxxxx21=, der die zum berechneten Neutronenmultiplikationsfaktor )(xkgehren

49、de Kernbrennstoffanordnung charakterisiert. xumfasst die geometrischen Daten, die Kernbrennstoffdaten (z. B. Anfangsinventar an Spaltstoffen, von der Bestrahlungsgeschichte abhngige Nuklidinventar, Abbrand) und die sonstigen Materialdaten der Kernbrennstoffanordnung. Je nach ihrer Bedeutung knnen die Parameter ix von der Abklingzeit AZt