书书书犐犆犛２７．１２０ 犉８１ 中华人民共和国国家标准 犌犅／犜８９９５—２００８ 代替ＧＢ／Ｔ８９９５— １９８８ 核反应堆中子注量率测量堆芯仪表 犐狀犮狅狉犲犻狀狊狋狉狌犿犲狀狋犪狋犻狅狀犳狅狉狀犲狌狋狉狅狀犳犾狌犲狀犮犲狉犪狋犲犿犲犪狊狌狉犲犿犲狀狋狊犻狀狀狌犮犾犲犪狉狉犲犪犮狋狅狉狊 ２００８０７１８发布 ２００９０４０１ 实施 中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局 中国国家标准化管理委员会 发布书书书前　　言 　　本标准参照采用ＩＥＣ标准ＩＥＣ６０５６８２００６，Ｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｐｌａｎｔｓ—Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎｉｍｐｏｒｔａｎｔｔｏ ｓａｆｅｔｙ—Ｉｎｃｏｒｅｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎｆｏｒｎｅｕｔｒｏｎｆｌｕｅｎｃｅｒａｔｅ（ｆｌｕｘ）ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔｓｉｎｐｏｗｅｒｒｅａｃｔｏｒｓ的有 关技术内容。 本标准代替ＧＢ／Ｔ８９９５—１９８８《核反应堆中子注量率测量堆芯仪表》。 本标准与ＧＢ／Ｔ８９９５—１９８８相比主要变化如下： ———第３章“术语和定义”增加了术语“主要信号”、“附加信号”、“输出误差的限值”和“变换函数”； ———增加了探测器电缆安装的一般原则（见４．８）； ———增加了移动式探测器中子注量率测量堆芯仪表的处理功能要求（见６．７）； ———增加了第１３章“退役”。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。 本标准起草单位：中国核动力研究设计院。 本标准主要起草人：李文平、刘艳阳、李高、吕渝川。 本标准所代替标准的历次版本发布情况为：ＧＢ／Ｔ８９９５—１９８８。 Ⅰ 犌犅／犜８９９５—２００８ 核反应堆中子注量率测量堆芯仪表 １　范围 本标准规定了核反应堆中子注量率测量堆芯仪表的设计原则和要求。 本标准适用于在线堆芯中子探测器及为反应堆安全重要目的（保护、信息或控制）所设计的堆芯中 子注量率测量部件和仪表。常用的探测器是直流电离室、裂变电离室和自给能中子探测器。 ２　规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有 的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究 是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 ＧＢ／Ｔ４０８３　核反应堆保护系统安全准则 ＧＢ／Ｔ７１６４　用于核反应堆的辐射探测器　特性及其测试方法 ３　术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 ３．１　 　　堆主包壳　狆狉犻犿犪狉狔犲狀狏犲犾狅狆犲 一个包含燃料元件和主冷却剂的高度完整的闭合容器。 ３．２　 　　功率密度　狆狅狑犲狉犱犲狀狊犻狋狔 反应堆堆芯内单位体积所产生的热功率。 ３．３　 　　堆芯中子探测器　犻狀犮狅狉犲狀犲狌狋狉狅狀犱犲狋犲犮狋狅狉 用于测量堆芯或堆主包壳内某确定点或某区域的中子注量率或中子注量的固定的或可移动的探 测器。 ３．４　 　　离线中子探测器　狅犳犳犾犻狀犲狀犲狌狋狉狅狀犱犲狋犲犮狋狅狉 一种仅在移出测量位置之后才可以读出输出信号的探测器。探测器受中子照射的部分可能是一定 体积的气体或液体，或是丝状、球状等形状的固体。受照射后，中子诱发的那部分放射性在另一场所用 适当方法测出。 ３．５　 　　在线中子探测器　狅狀犾犻狀犲狀犲狌狋狉狅狀犱犲狋犲犮狋狅狉 一种置于测量位置时就产生代表中子注量率的电信号的探测器。 ３．６　 　　自给能中子探测器　狊犲犾犳狆狅狑犲狉犲犱狀犲狌狋狉狅狀犱犲狋犲犮狋狅狉 无需外加电源，通过其发射体（灵敏材料）与中子的作用，将入射辐射转化为电信号的探测器。 ３．７　 　　探测器的灵敏度　狊犲狀狊犻狋犻狏犻狋狔狅犳犪犱犲狋犲犮狋狅狉 探测器对被测辐射的灵敏度由以下公式得出： １ 犌犅／犜８９９５—２００８ 犛 ＝输出量的变化（探测器响应） 输入量的变化（被测辐射 ） 　　如果探测器是线性的，并且输入为零时输出可以不计，则： 犛 ＝输出量（探测器响应） 输入量（被测辐射 ） ３．８　 　　主要信号　犿犪犻狀狊犻犵狀犪犾 输出值中由被测值（即中子注量率）产生的部分。 ３．９　 　　附加信号　犪犱犱犻狋犻狅狀犪犾狊犻犵狀犪犾 附加的（本底）信号是输出值中与被测量值不直接相关的部分（例如，中子注量率探测器的γ辐射效 应、自给能中子探测器的部分传输导线电流）。 ３．１０　 　　输出误差的限值　犾犻犿犻狋狅犳狅狌狋狆狌狋犲狉狉狅狉 整个设计运行时间内，在正常运行条件下，探测器输出信号相比于真值的可能的最大偏差值。 ３．１１　 　　中子探测器的灵敏材料　狊犲狀狊犻狋犻狏犲犿犪狋犲狉犻犪犾狅犳犪狀犲狌狋狉狅狀犱犲狋犲犮狋狅狉 某些中子探测器（例如涂层式和充气式）所用的材料，中子与此材料发生核反应而生成直接致电离 粒子。 ３．１２　 　　变换函数　狋狉犪狀狊犳狅狉犿犪狋犻狅狀（狋狉犪狀狊犿犻狊狊犻狅狀，狉犲狊狆狅狀狊犲）犳狌狀犮狋犻狅狀 输出信号相对于输入信号的数学关系。 ３．１３　 　　中子探测器的燃耗寿命　犫狌狉狀狌狆犾犻犳犲狅犳犪狀犲狌狋狉狅狀犱犲狋犲犮狋狅狉 探测器受到一定能量分布的中子注量照射后，其灵敏材料消耗到探测器性能超出某一特定容差时 的中子注量估计值。 ３．１４　 　　中子探测器的使用寿命　狌狊犲犳狌犾犾犻犳犲狅犳犪狀犲狌狋狉狅狀犱犲狋犲犮狋狅狉 在规定范围内的辐射和环境条件下，探测器特性指标超过规定的偏差时的工作寿命。可用入射粒 子的注量、产生的脉冲计数等来表示。 ３．１５　 　　被扰动的中子注量率　狆犲狉狋狌狉犫犲犱狀犲狌狋狉狅狀犳犾狌犲狀犮犲狉犪狋犲 中子探测器置于测量位置时该处空间的平均中子注量率。其数值为探测器输出除以它的灵敏度， 实际上近似于探测器全表面的平均中子注量率。 ３．１６　 　　未被扰动的中子注量率　狌狀狆犲狉狋狌狉犫犲犱狀犲狌狋狉狅狀犳犾狌犲狀犮犲狉犪狋犲 在中子探测器未装在某位置时该处的平均中子注量率。 ４　一般原则 ４．１　由于运行操作的缘故，不仅监测整个堆芯的中子注量率平均值是重要的，而且监测其空间分布也 是重要的。堆芯内特定位置的局部测量常常同局部控制功能相结合，其目的是保证保护系统参数有足 够的安全裕度，或保证燃料的最佳利用。这种测量采用相对的还是绝对的基准，视堆型而定。 ４．２　由于安全的缘故，在某些情况下测量堆芯局部的中子注量率是必需的。例如，为了避免冷却剂流 ２ 犌犅／犜８９９５—２００８ 的局部扰动或局部功率密度的瞬变对燃料元件造成的损坏 。 用堆芯外部测量方法即使有足够高的灵敏 度 ， 也不一定能发现这种异常状态 。 此时 ， 通常宜将堆芯测量装置接到反应堆保护系统 。 ４ ． ３ 　 中子注量率堆芯仪表还可根据中子注量率数据提供有关反应堆或有关部件性能的更全面的信息 。 例如 ， 堆芯部件的振动 、 液体冷却剂中的沸腾现象 、 个别燃料组件上总的中子注量等 。 ４ ． ４ 　 在某些反应堆上 ， 堆主包壳外的中子注量率仪表不能用于启动和中间功率的操作运行 。 因此 ， 可 用堆芯中子探测器提供部分或全部所要求的量程范围 ， 对反应堆总功率和局部功率进行测量与控制 。 ４ ． ５ 　 可用专用的堆芯仪表 ， 定期地校准 ４．１ ～ ４．４ 所述的中子注量率仪表 。 同位素活化技术和可移动 的堆芯探测器均可用于实现校准目的 。 ４ ． ６ 　 堆芯仪表系统的某些部分可能被置于非常恶劣的环境中 。 中子和 γ 射线的强辐射容易引起所使 用材料的变形和结构变化 ， 从而影响到设备的机械性能和电性能 。 因此 ， 应特别注意选择合适的材料 。 在很多情况下 ， 设计应考虑高环境压力 、 压力循环 、 高温 、 温度梯度 、 温度循环和环境腐蚀的各种影响 。 ４ ． ７ 　 仪表系统中安装在堆主包壳内的部分 ， 通常难以接近维修且更换周期较长 ， 所以 ， 应采用冗余配 置 ， 通过探测器的空间分布 ， 确保在允许的 、 一定数量的探测器出现故障时 ， 系统具有足够的可用性 。 ４ ． ８ 　 某些类型的探测器电缆是外径较粗且柔性不足的无机绝缘电缆 。 这些电缆常常需要连接到安装 在靠近堆主包壳贯穿件位置处的专用接线盒和连接器 ， 而且在维修和更换探测器时需要人员接近 。 反 应堆屏蔽和腔体设计应特别考虑这些位置的适宜性 。 同时 ， 还应注意对这些电缆的制造 、 安装和试验的 方法加以考虑 。 ５ 　 系统设计的一般要求 ５ ． １ 　 应仔细评估安装在堆芯的仪表对反应堆运行特性的可能影响 。 尤其应评估由设备失常引起的最 大反应性瞬变 、 冷却剂流在正常及异常工况下的可能扰动 、 设备干扰安全动作执行的任何风险 ， 以及可 能使反应堆主包壳完整性受到损坏的风险 。 ５ ． ２ 　 评估时应考虑堆芯设备更换的步骤 。 这种步骤的选择应在不降低规定的安全要求的条件下 ， 优先 保证电站的可利用率 。 应考虑所需的备用部件或反应堆功率状态下更换探测器的能力 。 ５ ． ３ 　 对于采用探测器沿堆芯移动和抽出的中子注量率测量系统 ， 探测器信号和位置的处理功能应能够 输出与其他在线中子注量率测量相关的 、 并能作为其补充的不同轴向层面以及沿轴向平均的堆芯径向 的中子注量率分布 。 应根据安全重要性对这些功能进行分级 。 对探测器进行定位 ， 以及对来自定位系 统和探测器的信号进行处理 ， 可能需要用到计算机设备 。 任何在线计算机设备和软件均应遵守与其分 级对应的相关规定的要求 。 离线计算应满足适当的验证要求 。 ５ ． ４ 　 如果将堆芯仪表用于反应