前言
　　本标准7.1.2、7.1.3为推荐性的，其余为强制性的。
　　固定中子吸收体在许多场合可被用作核临界控制措施之一，用以确保正常和异常运行操作条件下所需要的次临界安全裕度，使更加经济有效地发挥设施或设备的作用。
　　GB 15146.2-1994《反应堆外易裂变材料的核临界安全 易裂变材料操作、加工、处理的基本技术准则与次临界限值》对利用中子吸收体进行核临界安全控制作了一般规定。本标准补充了GB 15146.2-1994以及GB 15146.8-1994《反应堆外易裂变材料的核临界安全 堆外操作、贮存、运输轻水堆燃料单元的核临界安全准则》中有关要求，对固定中子吸收体在反应堆外核设施的设计、建造和运行中的应用提出了更加详细的安全要求。在本标准中，所谓固定中子吸收体是指作为设施、设备或燃料部件的有机组成部分并按要求发挥核临界安全控制作用的中子吸收体。
　　本标准参考美国国家标准ANSI/ANS-8.21-1995《固定中子吸收体在非反应堆核设施中的应用》编制而成，其技术内容与后者等效，但在结构方面作了必要的调整，并将引用标准替换为我国的相应标准。
　　本标准由中国核工业总公司提出。
　　本标准起草单位：核工业标准化研究所。
　　本标准主要起草人：禚凤官。

　　1 范围
　　本标准规定了作为反应堆外核设施和易裂变材料工艺设备的有机组成部分，并提供核临界安全控制作用的固定中子吸收体的应用安全要求。
　　本标准适用于操作、加工、处理和贮存易裂变材料的设施的设计，建造和运行。本标准也适用于与易裂变材料的运输有关的设备。
　　2 引用标准
　　下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时，所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。
　　GB 15146.1-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全 核临界安全行政管理规定
　　GB 15146.2-1994 反应堆外易裂变材料的核临界安全 易裂变材料操作、加工、处理的基本技术准则与次临界限值
　　HAF 0400（91） 核电厂质量保证安全规定
　　3定义
　　本标准采用下列定义。
　　3.1 核临界安全 nuclear criticality safety
　　预防核临界事故和减轻核临界事故后果的措施，其中最根本的是防止意外发生中子链式反应的措施。
　　3.2 中子吸收体 neutron absorber
　　能俘获中子的材料。
　　3.3 固定中子吸收体 fixed neutron absorber
　　与易裂变材料的所在位置成既定几何关系的固态中子吸收体。
　　3.4 慢化体 moderator
　　通过对中子的散射而使中子能量降低的材料。
　　3.5 固定慢化体 fixed moderator
　　与固定中子吸收体及易裂变材料的所在位置成既定几何关系的慢化体。
　　3.6 中子吸收体系统 neutron absorber system
　　固定中子吸收体、固定慢化体和其他具有某种已知核临界安全功能的材料的任意组合。
　　3.7 基准实验 benchmark experiment
　　适合于验证用于评价中子吸收体系统有效性的计算方法的实验。
　　3.8 验证 validation
　　用实验结果证实用于评价核临界控制用中子吸收体系统有效性的分析方法是否满足预定要求的过程。
　　3.9 核实 verification
　　通过调查、与某种标准比较或查阅多个同类事实从而确定或确认某一事实的真实性或正确性。
　　3.10 在役核实 in-service verification
　　在中子吸收体系统安装之后对其完整性所进行的定期核实。
　　4 一般安全要求
　　4.1 在核临界控制中应用固定中子吸收体的目的在于确保设施或设备在其整个运行寿期内在正常和可信异常条件下的次临界。必须遵循GB 15146.1所规定的核临界安全行政管理基本要求和GB 15146.2所规定的核临界安全基本技术准则。在选用某种吸收材料之前，必须对由该种材料制成的吸收体及其俘获中子的有效性进行核实。中子吸收体系统安装之后，必须进行核实以保证中子吸收体系统处于预定位置。必须根据吸收体所处的环境条件、吸收体材料的性质以及吸收体系统的构型等来确定核实的内容、深度和频率。确定中子吸收体的有效性时，必须应用适用的实验数据或应用已借助适当的基准实验验证过的分析方法。对于各种具体的应用，其材料的选择与保护必须与所设计的设施在正常及可信异常条件下运行操作时的中子吸收要求相适应。如果中子吸收体系统内的慢化体或结构材料是核临界安全所需要的。则也必须按下面各章的规定对这些材料进行控制、分析和核实。
　　4.2 对于本标准规定的各项活动，必须建立并执行满足HAF 0400（91）所规定的有关要求的质量保证大纲。
　　5 设计要求
　　5.1 设计必须确保在预期的运行寿期内中子吸收体系统始终保持其所要求的与易裂变材料的几何关系。
　　5.1.1 必须提供核实手段，以确定中子吸收体系统的所有部件均满足设计、安全和运行操作要求。中子吸收体系统的设计还必须考虑在役核实要求。
　　5.1.2 设计必须包括对运行操作环境条件的评价。设计过程中必须采取措施保护中子吸收体或保护中子吸收体的防护材料，以防止它们的性能因化学的、物理的、辐射的和机械的影响而降低，或使这种降低保持在允许的范围内。
　　5.1.2.1 设计必须确保固定中子吸收体在其预期的运行寿期内（包括在所有可信的中子慢化与反射条件下）保持所要求的中子吸收能力。
　　5.1.2.2 必须评价在预期的运行寿期内辐射对中子吸收体系统的影响，如中子吸收所造成的贫化，以及脆化和辐射等。
　　5.1.3 设计必须考虑工艺材料的差异、制造公差、吸收体密度与分布的不确定度以及中子吸收体核特性（如中子截面）的不确定度，并留出适当的安全裕量。
　　5.2 设计必须确保中子吸收体系统的核临界安全功能不因设施或设备可能遇到的所有可信运行操作事件和自然事件而受到损害。
　　5.3 中子吸收体系统的设计必须能防止其部件意外移出、移动或变更。
　　5.4 含有固定中子吸收体的设施和设备的设计必须针对固定中子吸收体的安装、运行操作和维修适当运用人因工程学原则。
　　5.5 固定中子吸收体系统的设计必须考虑运行操作要求、易裂变材料的衡算要求和其他有关安全问题。
　　6 安全评价
　　6.1 中子吸收体系统的安全评价必须遵循GB 15146.1-1994第5章所规定的有关核临界安全分析与评价的各项基本要求。
　　6.1.1 必须评价正常运行操作环境条件下因物理或化学作用、任何材料组分的变化和中子吸收体系统本身材料（如包壳材料）的变化而引起中子吸收体性能下降的可能性。
　　6.1.2 必须评价各种可信的不利环境条件与运行操作条件对中子吸收体系统的影响，如辐射损伤、贫化、化学反应、温度变化、压力状况、振动、机械冲击、磨蚀、腐蚀、意外移出、失火和水淹等。
　　6.1.3 发生了使中子吸收体系统的物理或化学条件超出设计范围的任何事件后，在开始新的运行之前必须对系统进行再评价。
　　6.2 安全分析必须以经过验证的计算方法所给出的结果或以适用的实验所给出的结果为基础。必须按GB 15146.2的规定对计算方法进行验证。
　　6.2.1 所用的计算方法必须能反映与局部中子吸收体相关的中子通量密度下陷效应。
　　6.2.2 必须评价固定中子吸收体的非均匀性（如穿过中子吸收体材料的中子漏束）对核临界的影响。
　　6.3 评价必须考虑制造公差、材料替换、几何变化、腐蚀允量、模型假设、工艺变量和其他有关不确定度。
　　7 核实与检查
　　7.1 必须将中子吸收体系统的核实与检查计划纳入设施的运行质量保证要求。任何核实与检查活动均不得妨害正在运行的系统的核临界安全。必须将核实与检查形成文件，并将有关记录保存到设施和中子吸收体系统的运行寿期终了。
　　7.1.1 必须确定所需要的在役核实与检查的内容、深度与频率；应考虑的因素包括安全分析、吸收体所处的环境条件和吸收体材料的特性。
　　7.1.2 需要时，用于测量吸收体特性的方法可以包括中子学技术、其他无损检验技术或化学检验方法。
　　7.1.3 用于核实中子吸收体特性的检验方法应利用可溯源到国家基准的材料标准予以校准。
　　7.2 中子吸收体材料的采购，中子吸收体系统部件的制造以及中子吸收体系统的安装、运行操作与维修等均必须执行核实与检查计划。
　　7.2.1 采用之前，必须对中子吸收体材料的元素数据或同位素数据进行核实。
　　7.2.2 实际安装之前，必须核实中子吸收体系统的部件与其设计图纸和技术规格书相符合。
　　7.2.3 投入运行应用之前，必须核实中子吸收体系统的安装正确。
　　7.2.4 必须核实中子吸收体系统的运行操作与维修符合安全评价要求。
　　7.3 必须对在役核实的结果进行评价；需要时必须采取相应的纠正措施。