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.pdf

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，HAD

102/07-2020《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，IEC

60568-2006《Nuclearpowerplants.Instrumentationimportanttosafety.In-core

instrumentationforneutronfluencerate(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