美利体育登录入口官网:DIN 25472:2012
核燃料丢弃的最终处置的临界安全性
Criticality safety for final disposal of nuclear fuels to be discarded
- 标准号
- DIN 25472:2012
- 发布
- 2012年
- 国际标准分类(ICS)
- 27.120.30 裂变物质
- 总页数
- 104页
- 发布单位
- 德国标准化学会
- 替代标准
- DIN 25472:2012-08
- 当前最新
- DIN 25472:2012-08
- 引用标准
- DIN 13301 DIN 13303-2 DIN 25401 DIN 25403-1 DIN 25471 DIN 25474 DIN 25478 DIN 25712 DIN 4047-3 DIN 4049-1 DIN 54400 DIN 5491 DIN 55350-21 DIN 55350-23 DIN 55350-24 DIN 6814-2 KTA 1401 KTA 3602
- 被代替标准
- DIN 25472:2011
- 适用范围
- 本文件规定了确保退役核燃料最终处置过程中潜在临界安全性的要求。本文件适用于退役核燃料最终处置的运营期和运营后阶段，并适用于最终处置库中储存的所有组成、包装和构型的退役核燃料。本文件还适用于运营期处理或检查装有退役核燃料的容器或包装所需的活动和过程。注：退役核燃料可以是轻水堆（LWR）、快中子增殖堆（SBR）、高温堆（HTR）、钍高温堆（THTR）、研究堆和材料测试堆（FR 或 MTR）以及其他反应堆或临界装置的燃料。退役核燃料可以以燃料棒、燃料板、由燃料棒组成的燃料组件、由燃料板或燃料颗粒组成的燃料组件或其他形式和组成存在。退役核燃料还可以以各种形式和组成的放射性废物或辐射源的形式存在。
| 术语 | 描述 |
|---|---|
| 覆盖性估算 covering estimation | 通过使用覆盖性模型获得的针对系统、状态或事件序列的指标估算。 |
| 覆盖性模型 covering model | 用于描述系统、状态或事件序列的模型，出于物理原因，该模型不会导致该模型分配的指标在其允许值范围内与其最高允许值或最低要求值之间的实际距离被高估。 |
| 退役核燃料 spent nuclear fuel | 不再用于核裂变或不再用于其他用途的核燃料。 |
| 屏障 barrier | 用于滞留退役核燃料、放射性废物或辐射源的体系（针对最终处置）。 |
| 条件概率 conditional probability | 在事件 B 已发生的条件下，事件 A 发生的概率。 |
| 运营期 operational phase | 从开始储存退役核燃料、放射性废物和辐射源到最终关闭最终处置库的时间段（针对最终处置库的临界安全性设计）。 |
| 燃料组件 fuel assembly | 在其所有组件中几何固定的单元，其中给定类型的退役核燃料按照其在给定类型反应堆堆芯中使用时所需或曾经所需的方式排列。 |
| 双重事件原则 double contingency principle | 要求必须至少发生两个相互独立、同时作用且在正常运行中无法预期的事件或事件序列，才能达到临界状态的要求。 |
| 单故障 single failure | 在安全措施的设计中，作为随机发生的事件（包括由此产生的后续故障）额外假设的故障，该故障独立于触发要求的事件，且预期不会在正常运行或事故中发生。 |
| 单事件标准 single event criterion | 要求在发生单个在正常运行中无法预期的事件或事件序列时，临界安全性必须得到保证的要求。 |
| 最终关闭 final closure | 将整个最终处置库转变为不再计划进入储存物质的状态。 |
| 最终处置库 final repository | 用于永久储存退役核燃料、放射性废物或辐射源的设施。 |
| 瞬发临界 excursion | 由意外、非自愿、不受控制或无法控制的反应性引入导致的裂变材料系统达到临界或超临界状态，导致能量释放（初级裂变碎片的动能）和强中子及伽马辐射发射。 |
| 远场 far field | 最终处置库近场之外的环境。 |
| 两个相互独立事件的同时性 simultaneity of two mutually independent events | 两个相互独立且在正常运行中无法预期的事件或事件序列同时作用，如果后续事件或事件序列的发生时间落入第一个事件或事件序列的发生时间间隔 [WE, WD] 和 [WD, WB] 的范围内。 |
| 假设可能 hypothetically possible | 基于科学依据的推论、预测或后果，其有效性或发生基于现有知识无法被反驳。 |
| 固有安全核燃料系统 inherently safe nuclear fuel system | 其同位素组成使得该体系在所有慢化条件下无限扩展时，或在所有慢化和可假设的反射条件下有限扩展时，始终处于次临界状态；或者其质量在给定同位素组成下限制在对该体系始终安全的质量，使得中子倍增因子在任何条件下均不超过 0.98。 |
| 核燃料单元 nuclear fuel unit | 几何封闭或独立的核燃料单元。 |
| 保守估算 conservative estimation | 通过使用保守模型获得的针对系统、状态或事件序列的指标估算。 |
| 保守模型 conservative model | 用于描述系统、状态或事件序列的模型，出于物理原因，该模型会导致该模型分配的指标在其允许值范围内与其最高允许值或最低要求值之间的实际距离被低估。 |
| 储存单元 storage unit | 由共同屏障（如容器）封闭的退役核燃料、放射性废物或辐射源的排列。 |
| 储存位置 storage position | 储存单元中用于存放核燃料单元的位置。 |
| 最大化要求 maximization principle | 要求在合理努力下将某数值选择为尽可能大的要求。 |
| 最小化要求 minimization principle | 要求在合理努力下将某数值选择为尽可能小的要求。 |
| 运营后阶段 post-operational phase | 最终处置库最终关闭后的时间。 |
| 近场 near field | 由屏障（如储存巷道或钻孔及其密封或关闭）包围的一个或多个储存单元周围的空间体积，不包括这些储存单元本身的体积。 |
| 天然屏障 natural barrier | 由最终处置库场址的自然边界条件提供的屏障。 |
| 预测 prognosis | 具有高验证度的对未来发展的预测。 |
| 显著 significant | 指结果不太可能是由偶然产生的。 |
| 事故 accident | 最终处置库运营期内偏离正常运行状态的事件序列，该状态是最终处置库在运营期设计（或已设计）的状态，或为此预先设置了保护措施，且该事件的发生必须中断该事件影响区域内与运营相关的所有活动，或出于安全原因无法继续。 |
| 情景 scenario | 对未来假设可能发生的状况或假设可能发生的、内部一致的未来事件序列的描述，该序列可导致该状况（针对最终处置库的运营后阶段）。 |
| 技术屏障 technical barrier | 作为屏障使用的技术体系。 |
| 事件独立性 independence of events | 两个事件 A 和 B 相互独立，如果发生两个事件的概率等于各自发生概率的乘积，且条件概率等于无条件概率。 |
| 连续随机变量的独立性 independence of continuous random variables | 连续随机变量相互独立，如果它们的联合概率密度函数可以分解为各自边缘概率密度函数的乘积。 |
| 平流 advection | 溶解或胶体状物质随水流以恒定浓度（即水的平均速度和平均方向）进行的传输。 |
| 活化能 activation energy | 反应复合物必须克服的能量势垒，以便反应物能够发生反应（针对化学、地球化学）。 |
| 厌氧 anaerobic | 不需要元素分子氧（O2）的。 |
| 弥散 dispersion | 由于传输介质水流的速度分布不均匀而导致的浓度梯度平衡。 |
| 渗透性 permeability | 土壤或岩石对液体或气体的渗透性（针对地球科学）。 |
| 相 phase | 物理化学参数恒定且均匀的物理空间区域（针对物理化学）。 |
| 孔隙 pores | 松散岩石和土壤中的空隙。 |
| 孔隙体积 pore volume | 岩石或土壤中存在的、被内容物（如气体、水）填充的孔隙空间的总和。 |
| 孔隙度 porosity | 岩石或土壤的孔隙体积与其总体积之比。 |
| 辐射分解 radiolysis | 在电离辐射作用下化学键的分解。 |
| 迂曲度 tortuosity | 多孔材料中传输路径的弯曲程度。 |
美利体育登录入口官网: DIN 25472:2012 中提到的仪器美利体育官网首页网址
| 测量美利体育官网首页网址 用于测定燃耗的测量系统 | 用于确定辐照核燃料燃耗的测量方法或美利体育官网首页网址，需满足 DIN 25712 的要求。 |
| 计算系统 SCALE (包含 TSUNAMI 模块) | 用于计算中子倍增因子和核素库存的核计算系统，需满足 DIN 25478 和 KTA 3101.2 的要求。 |