GB T 8995-2008 核反应堆中子注量率测量堆芯仪表.pdf

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1、ICS 27120F 81 a雪中华人民共和国国家标准GBT 8995-2008代替GBT 8995-1988核反应堆中子注量率测量堆芯仪表In-core instrumentation for neutron fluence rate measurements in nuclear reactors2008-07-1 8发布 20090401实施宰瞀髋紫瓣警糌赞翼发布中国国家标准化管理委员会促19前 言GBT 8995-2008本标准参照采用IEC标准IEC 605682006，Nuclear power plants-Instrumentation important tosafety-I

2、n-core instrumentationor neutron fluenee rate(flux)measurements in power reactors的有关技术内容。本标准代替GBT 8995-1988核反应堆中子注量率测量堆芯仪表。本标准与GBT 8995-1988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48)；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67)；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

3、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：GBT 8995-1988。核反应堆中子注量率测量堆芯仪表GBT 8995-20081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

4、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。凡是不注目期的引用文件，其最新版本适用于本标准。GBT 4083核反应堆保护系统安全准则GBT 7164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。31堆主包壳primary envelope一个包含燃料元件和主冷却剂的高度完整的闭合容器。32功率密度power density反应堆堆芯内单位体积所产生的热功率。33堆芯中子探测器in-core neutron detector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。34离线中子探测器off-line

5、neutron detector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。35在线中子探测器on-line neutron detector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。36自给能中子探测器self-powered neutron detector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。37探测器的灵敏度sensitivity of a detector探测器对被测辐射的灵敏度由以

6、下公式得出：1GBT 8995-2008S一鹭堂量盟变丝!堡型矍喧廑2 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：q一箍当量!堡型量堕廑2。一输入量(被测辐射)38主要信号 main signal输出值中由被测值(即中子注量率)产生的部分。39附加信号additional signal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7辐射效应、自给能中子探测器的部分传输导线电流)。310输出误差的限值limit of output ermr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。311中

7、子探测器的灵敏材料sensitive material of a neutron detector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。312变换函数transformation(transmission，response)function输出信号相对于输入信号的数学关系。313中子探测器的燃耗寿命burn-up life of a neutron detector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。314中子探测器的使用寿命useful life of a neutron

8、detector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。可用人射粒子的注量、产生的脉冲计数等来表示。315被扰动的中子注量率perturbed neutron fluence rate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。316未被扰动的中子注量率unperturbed neutron fluenee rate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41 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

9、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。42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2GBT 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。43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

10、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。45可用专用的堆芯仪表，定期地校准4144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。46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7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。47仪表系统中安装在堆主包壳内的部分，

11、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。48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51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

12、何风险，以及可能使反应堆主包壳完整性受到损坏的风险。52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。53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

13、应满足适当的验证要求。54如果将堆芯仪表用于反应堆保护动作或其他必需的反应堆安全操作，则应按GBT 4083设计。55系统中位于堆芯的部件，其材料性能应适用于堆芯的环境条件。特别应明确中子与7长期辐照、长期温度效应及温度循环对材料特性的影响，这些特性宜取自定型试验或取自对实验数据的分析。56在选择堆芯部件和设计堆主包壳贯穿件时，应考虑设备故障对反应堆造成的后果。例如，若堆芯电缆外壳破裂，则电缆的绝缘物质不得与周围物质起有害反应。57仪表系统应设计成便于在反应堆运行期间进行堆芯部件的功能试验。58预定作为功率分布测量的仪表系统，应通过理论计算确定整个燃料循环期间所有正常反应堆条件下在堆芯各个不同

14、部分的中子探测器所产生的信号与功率密度之间的关系。因为不同的探测器类型可能有不同的中子谱响应，这种关系将影响探测器类型的选择和功率分布的测量精度。59应明确用于功率分布测量系统的每一个中子探测器的灵敏度在其整个工作寿期内与参考值的关系。为此，在工作期间应能够对探测器进行校准，除非在达到极高中子注量之前，探测器校准系数基本与辐照无关，或者探测器燃耗对灵敏度的影响可由计算方法得出。上述工作应达到一定精度(典型的、相对于参考灵敏度不超过士3)，并且校准的时间间隔应与整个系统的要求相一致。510用于总功率控制或反应堆安全的中子测量系统应具有足够短的响应时间，测量装置典型的响应GBT 8995-2008

15、时间约为02 s。仅用于功率分布手动控制的测量装置可有较慢的响应。51 1如果参数的测量误差随时间或运行条件变化，则安全和控制设定值也应相应地变化。512在堆芯测量条件下，燃耗、辐照热、活化等可能引起测量误差的变化。对于用于堆芯注量率测量的所有类型的探测器，都应确定其反应堆辐照效应误差。513对于在线探测器，其信号通常包含了不同来源的本底分量，例如来自反应堆燃料元件的7辐射、来自堆芯结构或探测器自身诱发放射性的辐射。其中一部分本底信号与堆功率不成比例或明显地滞后于中子注量率。若探测器信号中本底含量相对很大时，应明确它在不同反应堆运行条件下的比例情况。探测器寿期结束前的信号与总本底之比在5：1量

16、级时，还可用于满功率测量装置。514堆芯探测器装置的使用寿命与探测器特性以及装置设计和电子部件的选择有关，应大于规定的反应堆停堆维修周期。515系统设计应确保辐射的泄漏或照射不会导致维修过分地困难。6在线堆芯中子探测器的一般要求61 不同类型的在线探测器用来满足反应堆不同的运行要求。在低功率以及中间功率区，为了改善对7本底的甄别，探测器以脉冲计数或均方方式工作，而在高功率区通常以直流方式工作。通常使用的探测器类型有直流电离室、裂变电离室和自给能探测器。62大多数在线中子注量率探测器将中子注量率转换成电信号。应对中子注量率产生电信号的过程进行详细描述。除了真实的信号，堆芯探测器通常还会产生由7辐

17、射、温度和振动等引起的附加输出。应对这些附加的信号进行估算，并应对确定估算值和总的信号扰动最小值的各种因子进行描述。63堆芯探测器的尺寸不得对堆芯中子注量率的分布和冷却剂流态产生重大的扰动。64由中子括化在堆芯探测器中产生的长寿命7和(或)口活性将导致探测器信号中的本底效应增大，并将造成装卸过程中的辐射防护问题。应仔细考虑这些效应，尽可能通过结构材料的选择和探测器的机械设计使其达到最小。对于在维修时要装卸的机构等亦应有相似的考虑。对于装卸和维修过程中的人员的辐射防护应进行严格的监控。65当探测器在高功率水平工作时，探测器所吸收的辐射会导致探测器发热，甚至会导致探测器温度明显超过环境温度，在探测

18、器设计及其安装中应考虑这种效应。66在反应堆低功率使用的堆芯探测器可通过适当方式安装于堆芯，使其当反应堆运行于高功率时能够从堆芯抽出，以尽量减少64和65所述效应，并可延长探测器的使用寿命。应确保探测器抽拔机构能够对探测器进行正确定位，并应向电厂操作人员提供能够确认其位置的指示装置。67为了精确测量高功率水平下的中子注量率分布，可采用一个或多个移动式堆芯探测器。每个探测器在堆芯内移动以获得一定时间间隔内的功率密度分布。因为探测器仅在短时间内受强中子辐照，所以由灵敏材料的燃耗引起灵敏度的变化非常小。这种技术亦可用于在反应堆运行期间校准固定式堆芯撩测器。由于移动式探测器抽插机构的故障可能造成由定位

19、错误引起的巨大误差，因此，应评估其可能的误差范围，并计人到整个系统的预计误差。68属于堆芯探测器整体部件的电缆和连接件，应满足63、64和65的要求。探测器制造厂应说明它们在堆芯工作条件下的性能。69探测器灵敏度应考虑其使用环境下中子注量率的能谱特性。可将灵敏度合理并准确地表达为对有效热中子能谱的响应(通过v=2 200 ms的中子速度表征)。610宜采用灵敏材料中每个原子核的中子反应率作为堆芯仪表设计的参数。7机械特性71探测器结构应具有足够的完整性，以确保其足以承受所处的环境条件，并应由探测器制造厂提供4GBT 8995-2008证明。应特别关注探测器及其配套部件在要求的寿命期内承受堆内环

20、境的能力，并应提供正式的书面证明。72堆芯中子探测器及其整体部件的下述机械特性应由制造厂作书面说明：a)带有公差的外形图，其中给出探测器尺寸、灵敏长度和灵敏区位置；b)堆芯探测器电缆的外径、外壳厚度和芯线直径及弯曲数据(弯曲次数和半径等)；c)探测器结构主要材料，电缆及包括锡焊或铜焊的电缆端接的材料；d)在c项所述材料中的主要杂质元素，特别是可能会引起探测器过大的附加信号、引起探测器本体辐照后活性或热中子吸收的那些杂质元素；e)探测器灵敏材料的标称化学成分和总量；f)需要时，列出气体探测器的充气压力和主要成分；g)抗冲击和振动。8电特性及核特性下述电特性及核特性，在适用的情况下，应由制造厂作书

21、面说明：a)工作方式；b) 电压极性，推荐的工作范围和最大允许值；c)甄别器的特性；d)饱和特性；e)每个中子俘获所产生的电荷平均值；f)电荷收集时间；g) 对于拟在一种或多种方式下工作的探测器，应给出在25和最高工作温度下对给定的中子能o)p)q)r)谱(受扰动)的灵敏度。如果用户需要精确的能谱，则可进行协商；产生信号的核反应机制，描述这一过程的数学公式，以及具有相当信号变换时间的探测器(如活性探测器)的常数探测器对7辐射的灵敏度或拟在给定条件下(例如典型的堆芯7谱或60co谱)一种或多种工作方式的7辐射的影响；在与g)和i)项相同的条件下，每单位长度堆芯探测器电缆对中子和7照射的灵敏度(电

22、信号)；在规定限值内，探测器与其刻度特性相一致的量程范围；长期中子照射后，探测器与电缆各自的剩余电流特性；需要时，则应按其灵敏长度给出探测器每单位长度中子灵敏度的最大变化；在规定的电压及以下条件下，给出探测器自身电极问、电极与外壳、电极与屏蔽(若用的话)之间的漏电流：1)25及无辐射场；2) 最高工作温度及无辐射场。如果电缆包括在内，应规定受热长度和温度曲线。在规定电压和n)项列举的环境条件下，给出电缆(作为探测器整体的一部分)各芯线之间、信号芯线与电缆外壳(把其余芯线都接到外壳上)之间的漏电流；信号输出电极对外壳的电容；满足性能要求所需的电缆的其他物理和电气特性；电缆连接点和连接件的形式和参

23、数。9运行条件的范围以下运行限值，在适用的情况下，应由制造厂对探测器和电缆及连接件作书面说明移pDD、n曲GBT 8995-2008a) 连续工作时的最高环境温度；b)最高允许温度；c)瞬时极限温度；d)最大中子注量率；e)需要时，最大7注量率；f)最大7注量；g)探测器的燃耗寿命；h)最大工作环境压力；i)使用寿命；j)最大温度变化率。10定型试验101 堆芯中子探测器和电缆的定型试验应考虑第7章和第8章所列的所有特性及第9章中有关特性，应着重给出在堆芯条件下长期工作的性能。应尽可能通过切合实际的试验说明机械特性及电气特性的长期稳定性，例如，探测器气体压力和成分，电绝缘和抗电干扰。此外，这些

24、试验应考虑本底信号的产生、7热效应及由于燃耗或所充气体损耗引起的灵敏度变化。堆芯环境条件下的试验结果，应能说明探测器的设计是否能满足在反应堆上应用的故障概率的要求。102移动式探测器装置，通常包括安装在堆芯外的驱动系统。定型试验不仅应考虑堆芯部分的工作性能，而且应考虑驱动系统的可能故障形式。应证明该系统及其控制和位置指示能使探测器的定位精度达到预期功能要求。特别应注意给出温度梯度对探测器及其导向管的影响，压力循环及磨损对移动部件的影响。11产品试验堆芯中子探测器和探测器组件应经受最终的产品试验，保证设计与制造的一致性。应用时，详细试验方法见GBT 7164。用于堆芯时，应特别考虑下述特性：a)

25、 机械抗冲击和振动(颤噪试验或相应工作环境条件的其他试验)；b) 电缆外壳和探测器包壳的密封性(氦气、蒸气或静水压试验)；c)焊接的质量；d)在规定的堆外条件下，在25和最高工作温度时，输出端的绝缘电阻；e)需要时可给出饱和特性或甄别器特性。在探测器元件可追踪的情况下，上述特性可用大量产品有效的统计取样来给出；f)热中子灵敏度(可用e项的取样技术)；g)7灵敏度(”Co或乏燃料谱，可用e项的取样技术)。注：对于现行设计的堆芯探测器，通常可按照e及f项在低的辐照场进行试验，以使得活化效应保持在低于装卸和运输所能接受的水平，不得采用一批不打算交货的样品进行试验。12运行前的系统试验121堆芯设备在安装后的机械完整性应按照规定的堆主包壳内所有部件总的运行前试验程序进行检查。122对安装后的堆芯探测器组件的电气试验程序应能暴露出安装期间引起的任何缺陷。试验程序可包括常温下的绝缘试验和在模拟运行条件下探测器信号中电干扰测量。为了尽可能切合实际，可借助于中子源来检查中子探测器的正确响应。6GBT 8995-2008123整个堆芯中子注量率仪表系统的性能试验应是综合性的，包括机械设备和电气设备。应考虑外部电干扰和机械振动的影响、位置系统的精度及所有系统参数的整定值，例如甄别器阈值、报警水平、信号放大器增益等等。13退役在设计阶段应对退役的手段加以考虑，并且装卸规程中应包括合理的建议。