核电厂安全重要仪表系统堆芯中子注量率测量仪表 编制说明.docx

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核电厂安全重要仪表系统堆芯中子注量率测量仪表

一、工作概况

1.任务来源

本标准制定任务由国家标准化管理委员会文件《国家标准化管理委员会关于下达2025年第二批推荐性国家标准计划及相关标准外文版计划的通知》（国标委发〔2025〕7号）下达，项目编号为T-469，标准计划名称为《核电厂安全重要仪表系统堆芯中子注量率测量仪表》，主要起草单位为中国核动力研究设计院，归口单位为全国核仪器仪表标准化技术委员会，项目周期16个月。

2.制订背景

堆芯中子注量率测量仪表是反应堆的重要仪表，用于反应堆功率运行期间执行堆芯功率分布、燃料组件线功率密度、偏离泡核沸腾比、堆芯热点因子等关键安全参数的监测。该仪表广泛用于各类核电堆型，包括华龙一号、AP1000、EPR、VVER、M310、重水堆等。有关堆芯中子注量率测量仪表的标准和规范是开展堆芯中子注量率测量仪表设计活动，对其功能、性能、运行环境条件、定型试验、产品试验、信号处理等方面进行规定和约束所必不可少的依据性文件。

国家标准中无其他直接和堆芯中子注量率测量仪表相关的标准，HAD102/07-2020《核动力厂反应堆堆芯设计》的3.6.5节规定了堆芯中子注量率测量仪表的功能和作用，NB/T20150-2012《核电厂自给能中子探测器特性和测试方法》主要规定了中子探测器本身测量相关的要求，对于组件承压、探测器总体寿命和长期运行等缺乏指导，目前正在通过新立项的国标《核电厂安全重要仪表系统堆芯自给能中子探测器特性和测试方法》解决这一问题。国外标准方面，IEC60568-2006《Nuclearpowerplants.Instrumentationimportanttosafety.In-coreinstrumentationforneutronfluencerate(flux)measurementsinpowerreactors》是堆芯中子注量率测量仪表的标准，GB/T8995-2008即参照该标准修订而来。

近年来，堆芯中子注量率测量仪表的技术发展也非常迅速。在二代及二代加核电堆型中，主要采用离线式堆芯中子注量率测量仪表实现堆芯参数监测；当前三代核电均采用了在线式堆芯中子注量率测量仪表，其中在EPR、VVER、重水堆等堆型中，堆芯中子注量率测量仪表的测量结果将会直接用于保护参数的计算，是核电厂安全运行重要保障；此外，堆芯中子注量率测量系统还可以测量堆

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芯中子噪声信号，并在VVER堆型实现工程应用。因此，有必要针对当前堆芯中子注量率测量仪表的必威体育精装版发展情况，进一步开展标准的修订工作。

综上所述，由于堆芯中子注量率测量仪表的功能重要性和特殊性，其设计、研发、制造、试验和应用等需要遵循全国统一的规范标准。但是，目前参照、执行的标准发布于17年前，随着近些年我国核能行业的迅猛发展，堆芯中子注量率测量仪表相关技术也在不断进步，当前所参照、执行的针对堆芯中子注量率测量仪表的标准规范在应用于工程实践过程中可能存在适用性不强、覆盖面不够的情况。

本标准参考IEC60568-2006的成果，同时针对国内外在堆芯中子注量率测量技术领域的必威体育精装版进展，对国家标准GB/T8995-2008《核反应堆中子注量率测量堆芯仪表》，从一般原则、系统设计、堆芯中子探测器、信号处理设备、定型/产品试验等各方面提出详细的指标要求和执行依据。通过本标准的修订，能够进一步规范堆芯中子注量率测量仪表的功能、性能、运行环境条件、定型试验、产品试验、退役等方面相关要求，对于提升核仪器仪表系统国产化及核电技术“走出去”战略具有重要意义。

3.制订过程

为完成本项标准修订，中国核动力研究设计院及相关编制单位共同成立了标准编制组。编制组由具有丰富设计或运行经验的技术人员组成，编制组成员具体名单及任务分工见表1。

表1标准编制组成员名单

序号

姓名

单位

职务/职称

分工

1.

黄有骏

中国核动力研究设计院

高工

标准编制

2.

李文平

中国核动力研究设计院

研高

标准校核

3.

罗庭芳

中国核动力研究设计院

高工

标准校核

4.

何亮

中国核动力研究设计院

研高

标准编制

5.

张芸

中国核动力研究设计院

高工

标准编制

6.

蒋天植

中国核动力研究设计院

高工

标准编制

7.

王凤

中国核动力研究设计院

助理工程师

标准编制

8.

李进

中国核动力研究设计院

高工

标准编制

4

9.

王华金

中国核动力研究设计院

研高

标准校核

10.

黎刚

中国核动力研究设计院

高工

标准编制

11.

万波

中国核动力研究设计院

高工

标准编制