前言
　　本標準7.1.2、7.1.3為推薦性的，其余為強制性的。
　　固定中子吸收體在許多場合可被用作核臨界控制措施之一，用以確保正常和異常運行操作條件下所需要的次臨界安全裕度，使更加經濟有效地發揮設施或設備的作用。
　　GB 15146.2-1994《反應堆外易裂變材料的核臨界安全 易裂變材料操作、加工、處理的基本技術準則與次臨界限值》對利用中子吸收體進行核臨界安全控制作了一般規定。本標準補充了GB 15146.2-1994以及GB 15146.8-1994《反應堆外易裂變材料的核臨界安全 堆外操作、貯存、運輸輕水堆燃料單元的核臨界安全準則》中有關要求，對固定中子吸收體在反應堆外核設施的設計、建造和運行中的應用提出了更加詳細的安全要求。在本標準中，所謂固定中子吸收體是指作為設施、設備或燃料部件的有機組成部分并按要求發揮核臨界安全控制作用的中子吸收體。
　　本標準參考美國國家標準ANSI/ANS-8.21-1995《固定中子吸收體在非反應堆核設施中的應用》編制而成，其技術內容與后者等效，但在結構方面作了必要的調整，并將引用標準替換為我國的相應標準。
　　本標準由中國核工業總公司提出。
　　本標準起草單位：核工業標準化研究所。
　　本標準主要起草人：禚鳳官。

　　1 范圍
　　本標準規定了作為反應堆外核設施和易裂變材料工藝設備的有機組成部分，并提供核臨界安全控制作用的固定中子吸收體的應用安全要求。
　　本標準適用于操作、加工、處理和貯存易裂變材料的設施的設計，建造和運行。本標準也適用于與易裂變材料的運輸有關的設備。
　　2 引用標準
　　下列標準所包含的條文，通過在本標準中引用而構成為本標準的條文。本標準出版時，所示版本均為有效。所有標準都會被修訂，使用本標準的各方應探討使用下列標準最新版本的可能性。
　　GB 15146.1-1994 反應堆外易裂變材料的核臨界安全 核臨界安全行政管理規定
　　GB 15146.2-1994 反應堆外易裂變材料的核臨界安全 易裂變材料操作、加工、處理的基本技術準則與次臨界限值
　　HAF 0400（91） 核電廠質量保證安全規定
　　3定義
　　本標準采用下列定義。
　　3.1 核臨界安全 nuclear criticality safety
　　預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生中子鏈式反應的措施。
　　3.2 中子吸收體 neutron absorber
　　能俘獲中子的材料。
　　3.3 固定中子吸收體 fixed neutron absorber
　　與易裂變材料的所在位置成既定幾何關系的固態中子吸收體。
　　3.4 慢化體 moderator
　　通過對中子的散射而使中子能量降低的材料。
　　3.5 固定慢化體 fixed moderator
　　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系的慢化體。
　　3.6 中子吸收體系統 neutron absorber system
　　固定中子吸收體、固定慢化體和其他具有某種已知核臨界安全功能的材料的任意組合。
　　3.7 基準實驗 benchmark experiment
　　適合于驗證用于評價中子吸收體系統有效性的計算方法的實驗。
　　3.8 驗證 validation
　　用實驗結果證實用于評價核臨界控制用中子吸收體系統有效性的分析方法是否滿足預定要求的過程。
　　3.9 核實 verification
　　通過調查、與某種標準比較或查閱多個同類事實從而確定或確認某一事實的真實性或正確性。
　　3.10 在役核實 in-service verification
　　在中子吸收體系統安裝之后對其完整性所進行的定期核實。
　　4 一般安全要求
　　4.1 在核臨界控制中應用固定中子吸收體的目的在于確保設施或設備在其整個運行壽期內在正常和可信異常條件下的次臨界。必須遵循GB 15146.1所規定的核臨界安全行政管理基本要求和GB 15146.2所規定的核臨界安全基本技術準則。在選用某種吸收材料之前，必須對由該種材料制成的吸收體及其俘獲中子的有效性進行核實。中子吸收體系統安裝之后，必須進行核實以保證中子吸收體系統處于預定位置。必須根據吸收體所處的環境條件、吸收體材料的性質以及吸收體系統的構型等來確定核實的內容、深度和頻率。確定中子吸收體的有效性時，必須應用適用的實驗數據或應用已借助適當的基準實驗驗證過的分析方法。對于各種具體的應用，其材料的選擇與保護必須與所設計的設施在正常及可信異常條件下運行操作時的中子吸收要求相適應。如果中子吸收體系統內的慢化體或結構材料是核臨界安全所需要的。則也必須按下面各章的規定對這些材料進行控制、分析和核實。
　　4.2 對于本標準規定的各項活動，必須建立并執行滿足HAF 0400（91）所規定的有關要求的質量保證大綱。
　　5 設計要求
　　5.1 設計必須確保在預期的運行壽期內中子吸收體系統始終保持其所要求的與易裂變材料的幾何關系。
　　5.1.1 必須提供核實手段，以確定中子吸收體系統的所有部件均滿足設計、安全和運行操作要求。中子吸收體系統的設計還必須考慮在役核實要求。
　　5.1.2 設計必須包括對運行操作環境條件的評價。設計過程中必須采取措施保護中子吸收體或保護中子吸收體的防護材料，以防止它們的性能因化學的、物理的、輻射的和機械的影響而降低，或使這種降低保持在允許的范圍內。
　　5.1.2.1 設計必須確保固定中子吸收體在其預期的運行壽期內（包括在所有可信的中子慢化與反射條件下）保持所要求的中子吸收能力。
　　5.1.2.2 必須評價在預期的運行壽期內輻射對中子吸收體系統的影響，如中子吸收所造成的貧化，以及脆化和輻射等。
　　5.1.3 設計必須考慮工藝材料的差異、制造公差、吸收體密度與分布的不確定度以及中子吸收體核特性（如中子截面）的不確定度，并留出適當的安全裕量。
　　5.2 設計必須確保中子吸收體系統的核臨界安全功能不因設施或設備可能遇到的所有可信運行操作事件和自然事件而受到損害。
　　5.3 中子吸收體系統的設計必須能防止其部件意外移出、移動或變更。
　　5.4 含有固定中子吸收體的設施和設備的設計必須針對固定中子吸收體的安裝、運行操作和維修適當運用人因工程學原則。
　　5.5 固定中子吸收體系統的設計必須考慮運行操作要求、易裂變材料的衡算要求和其他有關安全問題。
　　6 安全評價
　　6.1 中子吸收體系統的安全評價必須遵循GB 15146.1-1994第5章所規定的有關核臨界安全分析與評價的各項基本要求。
　　6.1.1 必須評價正常運行操作環境條件下因物理或化學作用、任何材料組分的變化和中子吸收體系統本身材料（如包殼材料）的變化而引起中子吸收體性能下降的可能性。
　　6.1.2 必須評價各種可信的不利環境條件與運行操作條件對中子吸收體系統的影響，如輻射損傷、貧化、化學反應、溫度變化、壓力狀況、振動、機械沖擊、磨蝕、腐蝕、意外移出、失火和水淹等。
　　6.1.3 發生了使中子吸收體系統的物理或化學條件超出設計范圍的任何事件后，在開始新的運行之前必須對系統進行再評價。
　　6.2 安全分析必須以經過驗證的計算方法所給出的結果或以適用的實驗所給出的結果為基礎。必須按GB 15146.2的規定對計算方法進行驗證。
　　6.2.1 所用的計算方法必須能反映與局部中子吸收體相關的中子通量密度下陷效應。
　　6.2.2 必須評價固定中子吸收體的非均勻性（如穿過中子吸收體材料的中子漏束）對核臨界的影響。
　　6.3 評價必須考慮制造公差、材料替換、幾何變化、腐蝕允量、模型假設、工藝變量和其他有關不確定度。
　　7 核實與檢查
　　7.1 必須將中子吸收體系統的核實與檢查計劃納入設施的運行質量保證要求。任何核實與檢查活動均不得妨害正在運行的系統的核臨界安全。必須將核實與檢查形成文件，并將有關記錄保存到設施和中子吸收體系統的運行壽期終了。
　　7.1.1 必須確定所需要的在役核實與檢查的內容、深度與頻率；應考慮的因素包括安全分析、吸收體所處的環境條件和吸收體材料的特性。
　　7.1.2 需要時，用于測量吸收體特性的方法可以包括中子學技術、其他無損檢驗技術或化學檢驗方法。
　　7.1.3 用于核實中子吸收體特性的檢驗方法應利用可溯源到國家基準的材料標準予以校準。
　　7.2 中子吸收體材料的采購，中子吸收體系統部件的制造以及中子吸收體系統的安裝、運行操作與維修等均必須執行核實與檢查計劃。
　　7.2.1 采用之前，必須對中子吸收體材料的元素數據或同位素數據進行核實。
　　7.2.2 實際安裝之前，必須核實中子吸收體系統的部件與其設計圖紙和技術規格書相符合。
　　7.2.3 投入運行應用之前，必須核實中子吸收體系統的安裝正確。
　　7.2.4 必須核實中子吸收體系統的運行操作與維修符合安全評價要求。
　　7.3 必須對在役核實的結果進行評價；需要時必須采取相應的糾正措施。