中華人民共和國國家生態環境標準Designrequirementsofspentfueltransportcask2024-02-20發布生態環境部發布標準分享吧http://www.bzfxb ⅱ1適用范圍 2規范性引用文件 3術語和定義 4通用設計要求 25材料要求 26結構設計要求 57熱工設計要求 68包容設計要求 89屏蔽設計要求 910臨界安全設計要求 11制造要求 附錄A（資料性附錄）容器設計對包殼完整性影響的評價 i標準分享吧http://www.bzfxb為貫徹《中華人民共和國環境保護法》《中華人民共和國放射性污染防治法》《中華人民共和國核安全法》《放射性物品運輸安全管理條例》，防治放射性污染，保障人體健康，保護生態環境，規范乏燃料運輸容器的設計活動，制定本標準。本標準依據《放射性物品安全運輸規程》（GB11806—2019），并參考《放射性物質安全運輸條例》（IAEASSR-6）等國內和國際放射性物品安全運輸準則制定，規定了乏燃料運輸容器的設計準則和要求，包括材料要求、結構設計要求、熱工設計要求、包容設計要求、屏蔽設計要求、臨界安全設計要求以及制造要求等。本標準的附錄A為資料性附錄。本標準為首次發布。本標準由生態環境部輻射源安全監管司、法規與標準司組織制訂。本標準主要起草單位：中國核電工程有限公司。本標準生態環境部2024年2月20日批準。本標準自2024年5月1日起實施。本標準由生態環境部解釋。標準分享吧http://www.bzfxb乏燃料運輸容器設計要求1適用范圍本標準規定了乏燃料運輸容器（以下簡稱“運輸容器”）的設計要求，包括運輸容器材料、結構、熱工、包容、屏蔽、臨界安全及制造等要求。本標準適用于運輸方式為道路、鐵路、水路的運輸容器的設計。2規范性引用文件本標準引用了下列文件或其中的條款。凡是注明日期的引用文件，僅注日期的版本適用于本標準。凡是未注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改單）適用于本標準。GB11806—2019放射性物品安全運輸規程GB15146.2反應堆外易裂變材料的核臨界安全第2部分：易裂變材料操作、加工、處理的基本技術規則與次臨界限值GB15146.8反應堆外易裂變材料的核臨界安全第8部分：堆外操作、貯存、運輸輕水堆燃料的核臨界安全準則GB/T15146.12反應堆外易裂變材料的核臨界安全第12部分：輕水堆燃料燃耗信用制GB/T17230放射性物質安全運輸貨包的泄漏檢驗GB/T41024乏燃料運輸容器結構分析的載荷組合和設計準則HJ1201放射性物品運輸容器防脆性斷裂的安全設計指南HJ1202鋼制乏燃料運輸容器制造通用技術要求NB/T20002壓水堆核電廠核島機械設備焊接規范NB/T20328.2核電廠核島機械設備無損檢測另一規范第2部分超聲檢測NB/T20328.4核電廠核島機械設備無損檢測另一規范第4部分滲透檢測NB/T20328.5核電廠核島機械設備無損檢測另一規范第5部分磁粉檢測3術語和定義下列術語和定義適用于本標準。3.1臨界安全相關部件criticalitysafetycomponents在運輸過程中，除包容邊界以外的對運輸容器臨界安全可能產生影響的部件。3.2其他安全相關部件othersafetycomponents除包容邊界和臨界安全相關部件以外，實現運輸容器其他安全相關功能的所有結構部件。1標準分享吧http://www.bzfxb3.3常規運輸條件routineconditionsoftransport該條件下，貨包在運輸和操作使用過程中無任何事件發生。3.4正常運輸條件normalconditionsoftransport貨包在運輸和操作過程中發生GB11806—2019附錄C中C.4.4規定的驗證經受正常運輸條件能力試驗的事件。3.5運輸事故條件accidentconditionsoftransport貨包在運輸和操作過程中發生GB11806—2019附錄C中C.4.6～C.4.8規定的驗證經受運輸事故條件能力試驗的事故。4通用設計要求4.1應明確所設計的運輸容器允許裝載的乏燃料特性，包括名稱、最大裝載量、化學和物理形態、位置和結構、主要材料、初始富集度、燃耗深度、最大衰變熱等信息。4.2應明確運輸容器的操作要求、運輸方式和使用環境。4.3應明確運輸容器的功能和操作過程，結構設計應滿足功能要求，并盡可能使容器操作簡便，減少操作人員可能受到的輻射劑量，避免與現場設施發生干涉，縮短操作時間，避免誤操作。4.4應根據實際操作和運輸條件，盡可能將運輸容器設計成易于去污，且可防止集水和積水。4.5運輸容器的設計需要通過試驗或分析，或兩者相結合的方式驗證其安全性和可靠性。4.6運輸容器在正常運輸條件和運輸事故條件下其材料、結構、熱工、包容、屏蔽、臨界應滿足本標準要求。4.7應明確運輸貨包的類型（國內及國際貨包類型）、運輸指數、臨界安全指數及容器壽命。4.8運輸容器的設計應考慮影響壽命的老化機理和老化效應，包括輻照、溫度、腐蝕因素等環境要素對容器關鍵部件老化的影響。4.9應明確運輸容器在壽期內需定期進行的維護及試驗，包括定期試驗、檢查、更換計劃及部件和子系統在需要時更換和維修的準則。4.10運輸容器的設計應能適用于-40℃~38℃的環境溫度。4.11容器包容系統的最大正常工作壓力不得超過700kPa表壓。4.12運輸期間附加在容器上的但不屬于容器組成部分的任何部件均不得降低容器的安全性。4.13應設計有封記的部件，該部件應不易損壞，其完好無損即可證明容器未曾打開過。4.14除另有要求外，容器尺寸、質量、重心等應滿足運輸和裝卸載接口條件。4.15容器設計應考慮正常運輸條件和運輸事故條件對包殼完整性的影響，可采用附錄A的方法對燃料包殼進行完整性評價；當假設芯塊堆積時，臨界計算關于芯塊堆積的假設應與燃料包殼完整性評價相一致。5材料要求5.1一般規定5.1.1運輸容器組成材料主要包括結構材料和功能材料兩部分。選用的材料宜優先選用已納入標準或有工業使用經驗的材料。如果采用新材料，應按照監管部門的要求進行評審，合格后方可使用。2標準分享吧http://www.bzfxb35.1.2運輸容器任何部件或構件的材料在物理和化學性質上均應彼此相容，并且應與放射性內容物相容。應考慮這些材料在輻照下的行為。5.1.3運輸容器結構材料的選用應考慮容器使用條件、材料性能和主要制造工藝。容器使用條件至少應包括GB11806—2019中所述的常規運輸條件、正常運輸條件和運輸事故條件。材料性能包括力學性能、工藝性能、化學性能和物理性能。制造工藝主要包括鑄造、鍛造、焊接、熱處理、機加工等。5.1.4在運輸容器設計壽期內，材料性能應能始終滿足設計要求。5.2結構材料5.2.1通用要求材料的選取應考慮使用條件及環境的要求，對于包容邊界和臨界安全相關部件材料，設計文件除遵循相應的材料標準的規定外，還至少應包含5.2.2～5.2.7相關的補充要求；對于其他安全部件用材料，設計文件應遵循相應材料標準的規定。5.2.2化學成分材料應有每爐熔煉分析報告、每批成品分析報告，必要時應進行化學成分復驗。分析報告結果以及化學成分復驗結果均應符合相應標準的規定。5.2.3熱處理和交貨狀態對標準中規定需進行熱處理的材料應在性能熱處理狀態使用。對于奧氏體不銹鋼材料，應在固溶處理后進行酸洗、鈍化處理。在制造過程中，除焊接操作外，材料不得加熱至427℃以上。對于碳鋼和合金鋼部件，如果在后續加工制造過程中需要進行熱處理消除應力，在材料采購的技術要求中還應考核模擬焊后熱處理后的性能，模擬焊后熱處理保溫時間至少是制造過程中可能進行的各個熱處理實際保溫時間總和的80%。5.2.4力學性能材料的力學性能應按批進行檢查和驗收。同一批材料至少應滿足以下要求：相同牌號、相同冶煉爐號、相同規格及同爐熱處理（或在連續式爐中進行連續熱處理）。容器承載部件材料應能滿足各工況對應溫度下的力學性能需要，并按規定溫度進行需要的力學性能試驗。5.2.5重新熱處理如果一批材料的一項或幾項力學性能不合格，可進行重新熱處理，重新熱處理的條件應在交工文件中注明。重新熱處理后應重新進行除化學成分和非金屬夾雜物檢驗外的所有檢驗和試驗。重新熱處理只允許進行一次。5.2.6表面質量檢查應對材料表面進行檢查。材料表面不允許存在超標缺陷。當對表面缺陷存在疑問時，可按5.2.7進行滲透檢驗或磁粉檢驗。45.2.7無損檢驗一般要求對于包容系統和臨界安全相關部件材料，應按和的規定進行無損檢驗。滲透檢驗或磁粉檢驗除鋼板外，應對加工到最終成品尺寸的零件進行滲透檢驗或磁粉檢驗，檢驗方法和驗收準則等按NB/T20328的規定執行。超聲檢驗下述材料應在交貨狀態進行超聲檢驗，檢驗方法和驗收準則等除按NB/T20328的規定執行外，還應滿足如下補充要求：a）對于所有鍛件應進行100%超聲檢驗；b）對于所有直徑大于等于50mm的棒材需逐根進行100%超聲檢驗；c）對于厚度大于等于12mm的鋼板應進行100%超聲檢驗，相鄰探頭的重疊部分應不小于10%。5.3功能材料5.3.1中子吸收材料中子吸收材料應經過驗證證明其在使用條件下能夠滿足設計要求或具有良好的使用經驗。中子吸收性能應采用中子衰減法或化學分析法進行測定。非金屬中子吸收材料由于其相對金屬具有較大的膨脹系數，應考慮部件設計溫度范圍內熱脹冷縮的影響。每次制造均應對中子吸收材料的物理特性、核素分布的均勻性進行測試。5.3.2屏蔽材料屏蔽材料性能應與設計評價中采用的材料相匹配。中子屏蔽材料應經過鑒定具有良好的成形性能、耐輻照性能和耐熱性能。材料中主要中子屏蔽核素及材料的密度應滿足設計要求。5.3.3密封材料密封材料在設計溫度范圍內應具有良好的穩定性，應考慮高溫壓縮永久變形及低溫脆性測試。此外，密封材料還應具有良好的耐輻照性能和密封性能，并滿足相應的設計要求。5.3.4減震材料減震材料應采用經證明能夠在GB11806—2019中規定的正常運輸條件及運輸事故條件所涉及的相關沖擊載荷下確保貨包安全的材料。5.3.5保護涂層可通過涂覆涂層對基體材料進行防腐保護。該涂層應滿足相應標準中性能評定試驗的要求，并在涂裝后滿足質量控制要求。在役期間應對涂覆該涂層的設備進行定期巡檢，如發現涂層破損應及時修補維護。涂層應在常規運輸條件下保持穩定，并且涂層與基材間應有足夠的附著力，使涂層可在105年內牢固的附著在基材表面并具有足夠的防腐蝕能力，即至少在10年內銹蝕面積不超過涂層總面積的0.5%，出現外觀缺陷（如起泡、裂紋、粉化等）的涂層總面積不超過5%。應至少評估涂層產品耐腐蝕、耐化學品和耐輻照的性能。任何涂層產品（包括油漆或鍍層）應經過試驗驗證。6結構設計要求6.1一般要求6.1.1運輸容器的設計應考慮其質量、體積和形狀，并便于固定在運輸工具內或運輸工具上，以便安全地運輸。6.1.2運輸容器應能經受在常規運輸條件下可能產生的任何加速度、振動或共振的影響，并且不造成對容器上的各種密閉器件的有效性或貨包完好性的不利影響。應把螺母、螺栓和其他緊固器件設計成即使經多次使用后也不會意外地松動或脫落的形式。6.1.3運輸容器在正常運輸條件和運輸事故條件下所需考慮的載荷及其組合方式和結構安全設計準則應按GB/T41024執行。6.1.4運輸容器的防脆性斷裂評價應考慮材料的斷裂韌性問題，并遵照HJ1201的要求執行。6.1.5運輸容器的結構應能保證在正常運輸條件和運輸事故條件下保持次臨界，包容和屏蔽功能滿足GB11806—2019相應要求。6.1.6設計應明確運輸容器能夠經受GB11806—2019附錄C中C.4規定的驗證經受正常運輸條件能力的試驗和驗證經受運輸事故條件能力的試驗。在進行上述規定的破壞性物理試驗時，可根據其特點采用全尺寸原型容器或比例模型容器進行。比例模型容器的尺寸不宜小于原型容器的1/4，并滿足相似原則。比例模型容器的結構和結構材料能夠完全反映原型容器的主要結構和材料特性，在破壞性物理試驗中不能驗證的性能在比例模型容器中可以忽略，如容器中子屏蔽性能等。設計者應對模型比例進行充分驗證，對比例模型容器中各部件比例選取的有效性進行說明。6.2包容結構要求6.2.1應明確運輸容器包容邊界的范圍。6.2.2運輸容器應設計成在最大正常工作壓力下，經受GB11806—2019附錄C中C.4.4正常運輸條件能力的試驗和附錄C中C.4.6運輸事故條件能力的試驗后，包容系統的變形不會導致容器的泄漏率超過規定的限值。6.2.3包容邊界的緊固方式應可靠，確保不會因內壓增大等原因造成意外打開或泄漏率超過允許的限值。6.2.4運輸容器的包容邊界不應設置泄壓裝置、通風裝置、過濾器或機械冷卻裝置。6.2.5由焊接方式構成的包容結構，需對全焊透焊縫進行體積和表面檢驗，合格后需對包容邊界進行強度和密封性檢查。6.2.6若包容系統構成了容器的一個獨立單元，則其應獨立于容器的其他構件，并采用一種牢固的緊固方式進行密封。6.2.7當輻射屏蔽層作為包容系統的一部分時，設計應考慮防止該屏蔽層因發生意外而脫落。當輻射屏蔽層與包容系統構成一個獨立單元時，則該單元應獨立于容器的其他構件，并采用一種牢固的緊固方式進行密封。66.3臨界安全相關部件要求運輸容器如需設置中子吸收材料，則應選用合適的材料類型，并合理布置，在正常運輸條件和運輸事故條件下均能保證貨包和貨包陣列處于次臨界狀態。6.4其他安全相關部件要求6.4.1應確保運輸容器上的提升裝置按預期的方式使用時不會失效，即使在提升裝置失效時，也不會削弱運輸容器滿足本標準其他要求的能力。設計時還應考慮相應的安全系數，以適應突然起吊情況。提升裝置一般情況下應滿足在承受3倍最大吊裝載荷時不屈服，承受5倍最大吊裝載荷時不斷裂；對于大型乏燃料運輸容器，其提升裝置應在承受6倍最大吊裝載荷時不屈服，承受10倍最大吊裝載荷時不斷裂。6.4.2運輸容器的外表面上可能被誤用于提升的附加裝置和其他任何部件（如栓系耳），應設計成能夠承受容器的重量并考慮相應的安全系數，或應將其設計成可拆卸的，并要求在運輸前拆除，如不能拆除，應采取措施使其不能當做提升裝置使用。7熱工設計要求7.1一般要求7.1.1熱工設計應保證乏燃料運輸容器的傳熱性能，確保乏燃料包殼峰值溫度和容器各部件的溫度滿足接受準則所規定的限值要求。7.1.2應對乏燃料運輸容器開展熱評價。7.1.3熱評價應考慮衰變熱負荷、環境溫度、太陽曝曬、正常運輸條件和運輸事故條件的相應組合。7.2分析工況考慮衰變熱負荷、環境溫度、有無太陽曝曬以及正常運輸條件和運輸事故條件的組合，熱評價應考慮以下四種工況：正常運輸條件a）最大衰變熱負荷、環境溫度38℃、有太陽曝曬；b）最大衰變熱負荷、環境溫度38℃、無太陽曝曬；c）最小衰變熱負荷、環境溫度-40℃、無太陽曝曬；運輸事故條件d）最大衰變熱負荷、在耐熱試驗條件下暴露30min后自然冷卻。7.3計算模型7.3.1熱負荷應明確在熱評價中假設的最小和最大衰變熱負荷。假設的最大衰變熱負荷應與屏蔽和包容分析中假設的源項一致。如果未限制最小衰變熱負荷，則假設最小衰變熱負荷為0。應考慮熱負荷在容器徑向和軸向的分布情況。77.3.2環境條件環境溫度熱評價環境溫度為-40℃~38℃。太陽曝曬假設太陽曝曬條件如表1所示。表1曝曬數據102345a另一種方法是用正弦函數表征太陽曝曬量，采用吸收系數，并忽略鄰近物體可能的反射效應。7.3.3熱物理性質應給定容器各部件和乏燃料組件的熱物理性質。吸收比和發射率應適用于各部件的表面條件及所分析工況的條件。當熱物理性質為單一值時，熱評價應表明該值包絡了與溫度有關的等效特性。7.3.4模型簡化與計算假設應明確計算模型與真實容器相比所做的簡化以及采用的假設，并說明上述簡化和假設的合理性和保守性。如對不同工況使用了不同的簡化或假設，應進行說明。7.4接受準則和安全評價7.4.1接受準則正常運輸條件下，對于鋯合金燃料包殼，包殼最高溫度不應超過400℃;對于其他類型燃料包殼，應確定相應的包殼溫度限值。運輸事故條件下，對于鋯合金燃料包殼，包殼最高溫度不應超過570℃;對于其他類型燃料包殼，應確定相應的包殼溫度限值。應依據使用的材料確定各部件的溫度限值，容器各部件的最高溫度不應超過其溫度限值。熱評價應關注結構材料和功能材料。結構材料可不直接給定溫度限值，可根據其溫度場進行應力計算評定。功能材料包括中子吸收材料、屏蔽材料和密封材料，必須為這些材料組成的部件確定溫度限值。在假設環境溫度為38℃且無太陽曝曬的環境條件下，采用非獨家使用方式運輸時容器的可接近表面溫度不高于50℃,采用獨家使用方式運輸時容器的易接近表面溫度不高于85℃。可考慮使用屏障或隔板保護運輸人員，而這些屏障或隔板無需接受任何試驗。87.4.2安全評價正常運輸條件.1溫度范圍應包含最高、最低環境溫度，并考慮最大、最小衰變熱負荷。.2假設容器在環境溫度為38℃以及如表1所示太陽曝曬的環境條件下存放1年后，給出貨包的最大正常工作壓力，并說明如何計算。.3應將容器各部件和燃料包殼的溫度、容器內腔壓力等結果與限值進行比較。運輸事故條件.1運輸事故條件下，應針對耐熱試驗條件開展熱評價。應考慮經受力學試驗后的效應。力學試驗應合理考慮容器開展各種自由下落試驗的次序，以確保在完成力學試驗后，容器在后繼的耐熱試驗中會受到最嚴重的損壞。.2初始條件對應容器在以下工況達到的熱平衡狀態：最大衰變熱負荷、環境溫度38℃、有太陽曝曬。.3耐熱試驗包括以下條件：a）使容器暴露在熱環境中30min，該熱環境提供的熱流密度至少相當于在充分靜止的環境條件下烴類燃料/空氣火焰的熱流密度，最小平均火焰發射系數為0.9，平均溫度至少為800℃,容器完全被火焰所吞沒，表面吸收系數為0.8或采用容器暴露在所規定的火焰中其實際具有的吸收系數值；b）30min后，使容器在經受乏燃料組件所產生的最大衰變熱負荷和在表1中所規定的太陽曝曬條件下，暴露在38℃環境溫度中足夠長的時間，以保證容器各部位的溫度都在下降或接近初始穩定狀態。.4計算應模擬足夠長的時間，應至少計算到容器各部件和燃料包殼的瞬態峰值溫度出現，溫度持續下降且不再有上升的趨勢時。.5應確定耐熱試驗期間作為時間函數的容器各部件和燃料包殼的瞬態峰值溫度。.6容器內腔的最大壓力評價應基于最大正常工作壓力，并考慮耐熱試驗誘發的容器溫度的增加、容器相關材料的熱燃燒或分解、燃料棒的破損等因素。.7應將容器各部件和燃料包殼的溫度、容器內腔壓力等結果與限值進行比較。8包容設計要求8.1一般要求應明確包容系統及其相關部件，包括包容結構的主要零部件、材料構成、尺寸描述、密封方法、密封操作等。8.2分析工況運輸容器應進行正常運輸條件和運輸事故條件下的包容完整性評定。8.3計算要求8.3.1運輸容器包容分析時，應明確內容物源項，確定放射性內容物總可釋放活度和容器容許泄漏率。8.3.2運輸容器包容分析時，可假設正常工況下破損的燃料棒釋放到容器內腔的放射性物質為其可釋9放放射性物質的3%，事故工況破損燃料棒釋放到容器內腔的放射性物質為其可釋放放射性物質的100%。8.3.3運輸容器包容分析時，應考慮正常運輸條件和運輸事故條件下最大工作壓力時包容邊界的泄漏率。8.4接受準則和安全評價8.4.1運輸容器在經受了GB11806—2019“附錄C中C.4.4驗證經受正常運輸條件能力的試驗”中規定的試驗后，其放射性內容物的漏失應限制在每小時不大于10-6A2。8.4.2運輸容器在經受了GB11806—2019“附錄C中C.4.6驗證經受運輸事故條件能力的試驗”的試驗后，應能使一周內放射性內容物的累積漏失對氪-85限制在不大于10A2和對所有其他的放射性核素不大于A2；計算混合物放射性核素A2時，對氪-85取10A2的A2(i)有效值。8.4.3如果容器具有多層包容邊界，則在正常運輸和運輸事故條件下，每層包容邊界應分別滿足設計的泄漏率要求，泄漏率引起的放射性內容物漏失應滿足8.4.1和8.4.2的要求。8.4.4設計者應明確容器泄漏率的檢測方法和驗收準則，檢測方法可依據GB/T17230執行。8.4.5在環境壓力降至60kPa的情況下，包容系統應仍能保持其放射性內容物不泄漏。9屏蔽設計要求9.1一般要求屏蔽設計應以輻射防護最優化為原則，在確保安全的前提下，方便操作，盡量縮小體積、減輕重量，并適當考慮成本因素。9.2分析工況容器應進行常規、正常運輸條件和運輸事故條件下的輻射安全評定。9.3屏蔽設計源項9.3.1對于乏燃料組件源項，應考慮燃料組件類型、235U初始富集度、燃耗深度以及運行歷史不同帶來的乏燃料組件源項多樣性的影響，并考慮一定的包絡性。9.3.2應綜合考慮γ射線和中子的復合輻射場對運輸容器屏蔽設計的影響。9.4計算模型9.4.1可根據不同設計對象以及源項特征，選用通用計算方法計算輻射場。9.4.2屏蔽模型的構建應考慮結構的制造工藝偏差和因輻照引起的屏蔽材料質量損失。9.4.3屏蔽模型應考慮結構評價給出的各工況尺寸變化，以及運輸事故條件下屏蔽結構的損傷、損失。9.5接受準則和安全評價9.5.1貨包或集合包裝的外表面上任一點的最高輻射水平應不超過2mSv/h，滿足下列任何一項情況a）按獨家使用方式通過鐵路和道路運輸的貨包或集合包裝，在滿足下述條件時可超過2mSv/h，但不可超過10mSv/h：1）車輛采取實體防護措施防止未經批準的人員在常規運輸條件下接近托運貨物；2）對貨包或集合包裝采取了固定措施，在常規運輸條件下它們在車輛內的位置能夠保持不變；3）運輸期間，無任何裝載和卸載作業。b）使用船舶運輸的貨包或集合包裝，按獨家使用方式裝載在車輛內或車輛上，且始終不從車輛上卸下。c）按特殊安排方式使用船舶運輸的貨包或集合包裝。9.5.2按獨家使用方式運輸，貨包或集合包裝的外表面上任一點的最高輻射水平應不超過10mSv/h。9.5.3應分析運輸容器外表面1m處的最高輻射水平以確定運輸指數。9.5.4應將貨包設計成在經受了GB11806—2019“附錄C中C.4.4驗證經受正常運輸條件能力的試驗”中規定的試驗后，能使表面污染水平不超過GB11806—2019中“5.4表面污染水平限值”，防止貨包的任何外表面上的輻射水平提高20%以上。9.5.5應將貨包設計成在經受了GB11806—2019“附錄C中C.4.6驗證經受運輸事故條件能力的試驗”的試驗后，能保持足夠的屏蔽能力，保證在貨包內裝的放射性內容物達到所設計的最大數量時，距貨包表面1m處的輻射水平不會超過10mSv/h。10臨界安全設計要求10.1一般要求在常規運輸條件、正常運輸條件和運輸事故條件下，貨包應保持次臨界狀態。即貨包的有效增殖系數在考慮不確定度后（包括計算方法、材料、尺寸公差等引起的不確定度）應小于或等于次臨界限值。在常規運輸條件、正常運輸條件和運輸事故條件下，貨包的次臨界限值應考慮為確保次臨界而施加的裕量以及基準試驗的偏倚和其不確定度，不大于0.95。10.2分析工況10.2.1容器應進行正常運輸條件和運輸事故條件下的臨界安全評定。10.2.2單個容器評定時最大反應性的工況：考慮容器需經受正常運輸條件和運輸事故條件評定時所規定的試驗以及意外事件。10.2.3正常運輸條件下容器陣列的評定時最大反應性的工況：容器之間應無任何物品，容器排列應受到周圍至少20cm厚的水層的反射和貨包經受正常運輸條件能力的試驗后驗證的條件。10.2.4運輸事故條件下容器陣列的評定時最大反應性的工況：容器間存在含氫慢化物，容器排列應受到周圍至少20cm厚的水層的反射；在經受住正常運輸條件能力的試驗后，再進行驗證經受運輸事故條件能力的試驗中規定的任何一系列較嚴的試驗：a）自由下落試驗Ⅱ和自由下落試驗Ⅲ（對于質量不超過500kg并依據外部尺寸計算的總體密度不大于1000kg/m3的貨包），或自由下落試驗Ⅰ和自由下落試驗Ⅱ（對于其他所有的貨包）；隨后進行耐熱試驗以及易裂變材料容器的水泄漏試驗或水浸沒試驗。b）水浸沒試驗，對于含有超過105A2的B(U)型和B(M)型貨包需進行強化水浸沒試驗。10.2.5在經歷上述試驗后，若產生容器外形或燃料組件柵距的變化，應在運輸事故條件下最大反應性的工況中考慮，除非能證明貨包不會進水，否則還應同時考慮水滲入容器的情況。10.2.6此外在乏燃料運輸容器的臨界安全設計中，還應特別考慮下述意外事件：a）水滲入容器或從容器泄出，尤其應考慮水滲入容器、處于最佳慢化狀態的情況，并考慮燃料棒包殼進水的可能；b）容器內的中子吸收劑性能降低；c）內容物在容器內可能重新排列或因其從貨包內漏失而可能引起的重新排列；d）容器內或容器之間的間距縮小；e）容器浸沒在水中或埋入雪中；f）溫度變化。10.3計算模型10.3.1最大反應性證明核臨界安全分析的計算模型應使用恰當的參數和條件，使正常運輸條件和運輸事故條件的分析評價均是保守的，在此基礎上給出最大反應性證明。10.3.2燃料組件建模根據設計特性，燃料組件的模型應保守的選擇芯塊直徑、芯塊中心孔（如有）、包殼內徑、包殼外徑、導向管和（或）儀表管內徑、導向管和（或）儀表管外徑、燃料棒柵距等幾何參數值，以及燃料芯塊核素成分及其分布、結構材料等材料參數；或采用名義值，將上述參數的不確定度考慮在最終的不確定度中。應論證燃料組件其他結構部件的簡化處理是保守的。若采用燃耗信用制，應使用合適的置信水平，保守考慮燃料組件燃耗、堆芯運行參數和冷卻時間等因素。對于含有可燃吸收體的燃料組件，僅可置信固定式可燃吸收體。應保守考慮可燃吸收體的類型、分布、含量等。應考慮隨著輻照進行，易裂變材料和可燃吸收體的消耗對燃料組件反應性帶來的競爭效應。10.3.3運輸容器建模若采用簡化的幾何結構，應論證簡化結構的保守性。對容器的結構、中子吸收體等的材料成分、尺寸等進行敏感性分析，選取保守參數值；或采用名義值，將上述參數的不確定度考慮在最終的不確定度中。應保守考慮中子吸收體的置信度。對于含硼的復合材料，可以采用75%的置信度，當采取測試手段可證明材料具有足夠的吸收能力時，可以采用90%的置信度。對于其他材料應根據中子吸收體材料的類型和制造的工藝和是否有相關測試來選取保守的置信度。單個貨包或貨包陣列應至少被厚度為20cm的水反射層緊包圍，或由周圍材料提供更強的中子反射。10.4程序驗證10.4.1應基于所分析系統的物理特征來選擇經過評價的、合適的臨界基準實驗。宜從多個獨立的來源和實驗系列選擇臨界基準實驗以減少系統誤差。10.4.2選定的臨界基準實驗的物理參數范圍宜涵蓋所分析系統預期的各種工況下物理參數的變化。10.4.3計算程序分析臨界基準實驗所采用的核截面數據，應與所分析系統所采用的核截面數據一致。10.4.4應基于選定的臨界基準實驗的數量選擇合適的方法確定偏倚及其不確定度。如采用統計學方法，應驗證臨界基準實驗數量滿足統計學要求。10.4.5對于蒙特卡羅程序的計算結果，應檢查中子抽樣的完備性和收斂準則的適當性。應對計算結果進行分析，判斷其是否符合預期。如不符合預期判斷，應對計算模型和假設條件進行分析，以確定原因。10.5接受準則和安全評價10.5.1應根據計算方法的偏倚及其不確定度，所分析系統材料、制造公差、計算模型、對幾何或材料近似處理所引起的不確定度，程序計算結果的統計不確定度或收斂不確定度，以及為確保次臨界安全所施加的裕量，確定臨界安全分析的接受準則。如采用燃耗信用制還應考慮核素成分計算引入的不確定度。10.5