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.pdfVIP

密级：非密

GB/T8995-2XXX

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

（征求意见稿）

标准编制组

2025年6月

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目录

一、工作概况2

二、编写原则和主要内容确定依据5

三、主要试验或验证的分析、综述报告、技术论证、预期的经济效益和社会效益7

四、与国际、国外标准对比7

五、以国际标准为基础的起草情况8

六、与有关法律法规和相关标准的关系9

七、重大分歧意见的处理、重要内容的解释9

八、涉及专利的有关说明9

九、实施标准的要求和措施建议9

十、其他应予说明的事项9

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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。