GB T 8995-1988 核反应堆中子注量率测量堆芯仪表.pdf

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1、UDC 68 1.2 62 1. 039 F 87 中4也白.-国国GB 8995 88 、4C、In - core i nstrumentati on for neutron fI uence rate measurements in nuclear reactors 1 988 -04 -1 2发布1988一12-01 非吕民发布一件一一一一一一一一一一十二UDC 68 1. 2 :621.039 中华人民共和国国家标准-2tfuhk性、llhG8 8995-88 核反应堆中子In -core instrnmentation for neutron f1 uence rate measur

2、ements in nuclear reactors 568 - 1977 (用于动力反应堆中子注量率(中子通量)测量的堆芯仪本标准等效采用国际标准IEC表队本标准适用于堆芯(在线)中子探测器及为安全、信息或控制日的所设计的仪表，也适用于反应堆主包壳内所包括的邪些部件。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。本标准作为热中子反应堆中子注量率堆芯测量仪表设计的个实用规程。本规程的着重点是在线系统的总设计方面。注z对于整个系统设计原则和中子注量测量目的，参考GB7164-87 (用于核反应堆保护和仪表的辐射探测器特性和试验方法)。术语1 本标准应用了下述术语。1.1 探测器的灵敏度

3、sensitivity of a deteclor 对某个给定的待测量，灵敏度等于观察到的变量的增量与相应的待测量增量之比值。s=输出量的变化(探测器响应输入量的变化(被部j辐射)在许多应用中，因探测器有线性特性，所以输入为零时输出可以不计，此时s直坐量-输入量1. 2 中子探测器的灵敏材料sensitive material of a neutron detector 中子探测器例如涂层式或充气式所用的材料，中子与此材料发生核反应产生致电离粒子。1. 3 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

4、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。1.4 中子探测器的使用寿命useful life of a neutron detector 在规定范围内的辐照和环境条件下，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。1. 5 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。1. 6 堆芯中子探测器in - core neutron detector 用于测量堆芯或堆主包壳内某区域或某确定点的中子注量率和中子注量的固定的或可移动的探测器。1. 7 功率密度power densi ty 反应堆堆芯内单

5、位体积所产生的热功率。一1988-12-01实施1 中华人民共和国核工业部1988-03 -07批准一一飞主JAl-il电-1ll引川GB 8995-88 ft llfll飞升flit飞1. 8 离线中子探测器off -line neutron detector 一种在移出测量位置之后才可以读出输出信号的探测器，受中子照射的部分可能是定体积的气体或液体，或是一种固体，象一根丝、一组球等。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。1. 9 在线中子探测器On一lineneutron 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。1. 10 自给能中子探测

6、器self -powered neutron deteclor 通过其发射体(灵敏材料与中子的作用，直接将入射辐射转化为荷能电子的一种固体探测器。1. 11 受扰动的中子注量率pe rturb ed ne utron fl uence ra te 将中子探测器置于该位置时，该处的平均中子注量率。1. 12 无扰动的中子注量率unperturbed neutron fluence rate 在中子探测器未装在该位置时该处的平均中子注量率。一般原则2 2.1 在具有大结构尺寸堆芯的反应堆上，由于运行操作的缘故，不仅监督整个堆芯的中子注量率平均值是重要的，而且监督其空间分布也是重要的。堆芯内特定位置

7、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和提供燃料的最佳利用。这种测量采用相对的还是绝对的基准，视堆型而定。2.2 由于安全的缘故，在某些情况下测量堆芯中子注量率是必需的。例如，为了保护燃料元件避免由于冷却剂流的局部扰动或局部功率密度的瞬变而引起的损坏。用堆芯外部测量方法即使有足够高的灵敏度，也不一定发现这种异常状态。此时，堆芯测量装置通常被接到反应堆保护系统。2.3 堆芯中子注量率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一般性的信息。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。2.4 在某些反应堆上，堆主包

8、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。因此反应堆总功率和局部功率的测量与控制可用堆芯中子探测器提供部分或全部所要求的最程范围。2.5 可以用专用的堆芯仪表，例如同位素活化技术和可移动的堆芯探测器，定期地重新校准以上2.1-2.4条所述的中子注量率仪表。2.6 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，设计应考虑高压环境、压力循环、高温、温度梯度及温度循环的各种影响。2.7 安装在堆主包壳内的仪表系统，通常是难以接近维修且更换周期较长，所以需要

9、借助于冗余以达到系统有充分的可用性。探测器的空间分布要确保对规定的故障数有充分的覆盖范围。系统设计的一般要求s 3.1 必须仔细地估算安装在堆芯的仪表对反应堆运行特性的可能影响，尤其是要馈算最大反应性瞬变。这种瞬变可能由设备失常、冷却剂流在正常及异常条件下的可能扰动、设备干扰安全动作执行的任何风险及可能使反应堆主包壳完整性受损坏的故障风险所引起的。估算必须考虑到堆芯设备更换的步骤。这种步骤的选择必须优先保证电站的利用率和不降低规定的安全要求，还必须考虑到所需的备用部件或反应堆功率状态下更换探测器的能力。3.2 如果把堆芯仪表用于反应堆保护动作或其它必须的反应堆安全操作，则应按GB4083-83

10、(核反应堆保护系统安全准则设计。3.3 系统堆芯部件的材料性能应适用于堆芯的环境条件，特别应知道中子与长期辐照及温度循环对材料特性的影响。这些特性可取自定型试验或取自对实验数据的分析。3.4 在选择堆芯部件和设计堆主包壳贯穿件时，必须考虑设备故障对反应堆造成的后果。例如，若2 GB 8995-88 堆芯(在线)中子探测器的一般要求品堆芯电缆外壳破裂，则电缆的绝缘物质不应与周围物质起有害反应。3.5 需要时，仪表系统应设计成便于在反应堆运行期间进行地芯部件的功能试验。3.6 预定作为功率分布测量的仪表系统，必须由理论计算弄清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部分的中子探测器所产生

11、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及功率分布的测量精度。3.7 应该知道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，在工作期间应该对探测器进行重新校准g可用实验方法校准探测器的灵敏度，使其与高中子注量辐照基本无关;或用计算方法，计算出探测器燃耗对灵敏度的影响。上述工作应具有一定精度(典型的、相对于参考灵敏度约土3%)，并且校正的时间间隔应与系统的要求相一致。3.8 用于总功率控制或安全的中子测量系统必须有足够短的响应时间，测量装置典型的响应时间约为155。仅用于功率分布手动控制的测量装

12、置可有较慢的响应。3.9 对于在线探测器，其信号包含了不同来源的本底分量-一一例如，来自反应堆燃料元件的辐射、来自堆芯结构或探测器自身诱发放射性的辐射。其中一部分本底结号与堆功率不成比例或明显地滞后于中予注量率。若探测器信号中本底含量相对很大时，应知道它在不同反应堆运行条件下的比例情况。探测器寿期结束时的信号与总本底之比在5=1量级时，还可用于满功率测量装置。3. 10 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，应该大于规定的反应堆停堆维修周期。3.11 系统设计要使辐射的泄漏或照射不使维修过分地困难。1 不同类型的在线探测器用来满足不同的反应堆运行要求。在低功率以

13、及中间功率区，为了改善对本底的瓢别，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。4.2 堆芯探测器的尺寸应对堆芯中子注量率的分布和冷却jj1J流态没有重大的扰动。4.3 由中子活化在堆芯探测器中产生的长寿命和(或)活性增加了探测器信号中的本底效应并造成了装卸过程中的辐射防护问题。应仔细考虑这些效应，尽可能通过选择结构材料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。4.4 当探测器在高功率水平工作时，探测器所吸收的辐射会使探视l器发热。在设计及其安装中必须考虑这种效应。如果予计此效应会

14、导致探测器温度明显地超过环境温度，这就应该加以计算。4.5 在反应堆低功率使用的堆芯探测器可以设计成在高功率运行期间从堆芯抽出，以尽量减少4.3和4.4条所述效应，并可延长探测器的使用寿命。4.6 为了在高功率水平测量精细的中子注量率分布，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重新校准固定式堆芯探测器。4.7 属于堆芯探测器整体部件的电缆和连接件，应满足5.2、4.3和4.4条的要求。探测器制造厂应说明它们在堆芯工作条件下的性能。

15、1J币4hlif-1JlkKIll-jljl:j注了叫1J而l24一lltu-民-4pljJIF-飞机械特性5 堆芯中子探测器及其整体部件的下述机械特性必须由制造厂作书面说明。a. 给出带有公差的外形图、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有关使用的弯曲数据(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。这些特殊元素可能会引起探测器过大的附加信号，探测3 、)十一一一一二Z GB 8995-88 器本体辐照后活性或热中子吸收。6 e . 探测器灵敏材料的标称化学成分和总量。

16、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。电及核特性下述电及核特性必须由制造厂作书面说明。a. 运行方式。b. 极性电压，推荐的工作范围和最大允许值。c . 瓢别器的偏压坪特性。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25C和最高工作温度下对给定的中子能谱受扰动)的灵敏度。如果用户需要精确的能谱，则需进行协商。h. 探测器对辐射的灵敏度或拟在给定条件下(例如典型的堆芯谱或60Coi普)一种或多种工作方式的v辐射的影响。i. 在与臣和h项相同的条件下，每单位长度堆芯探测器电缆对中

17、子和照射的灵敏度电信号。i. 在规定限值内，探测器与其刻度特性相一致的量程范围。k. 长期中子照射后，探测器与电缆各自的剩余电流特性。I . 需要时，则要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。m. 在规定的电压及以下条件下，给出探测器自身电极间，电极与外壳，电极与屏蔽(若用的话)之间的漏电流z一-25C及无辐射胁一一一最高工作温度及无辐射场。趴在规定电压和m项列举的环境条件下，给出J也缆(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。7 8 。.信号输出电极对外壳的电容。工作条件的范围以下工作极限，必须由制造对探测器和电缆及电缆端接

18、作书面说明。a. 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sd. 最大中子注量率，e. 需要时，最大注量率gf. 最大注量3g. 探测器的燃耗寿命gh. 最大工作环境压力gL 使用寿命。定型试验堆芯中子探测器和电缆的定型试验应考虑第5、6章所列的所有特性及第7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及电气特性的长期稳定4 、飞飞 1 GB 8995-88 性，例如，探测器气体压力和成分，电绝缘和抗电于拢。此外，这些试验应考虑本底信号的产生，热效应及由于燃耗或所充气休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

19、器的设计是否能满足在动力堆上应用的故障概率的要求。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到堆芯部件的工作性能，而且要考虑到驱动系统的可能故障形式。该系统及其控制和位置指示应表明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。产品试验s 堆芯中子探测器和探测器组件必须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GB7164用于堆芯时，应特别考虑F述特性ga. 机械抗冲击和振动(颤噪试验或相应工作环境条件的其它试验)。b. 电缆外壳和探测器包壳的密封性(氨气、蒸气或静水压试验)

20、。C. 熔焊或铜焊的质量(射线照相)。d. 在规定的堆外条件下，在25C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瓢别器偏压坪特性。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 . 电绝缘质量。g. 热中子灵敏度(可用e项的取样技术)。h. 灵敏度(60Co或乏燃料谱，可用e项的取样技术。注z对于现行设计的堆芯探测器，通常可按照e及g项那样低的辐照场进行试验，以使得活化效应被保持在低于装卸和运输所能接受的水平，不应采用一批不打算交货的样品进行试验。运行前的系统试验堆芯设备在安装后的机械完整性必须接照规定的堆主包壳内所有部件总的运行前试验程序来

21、10 10.1 检查。10.2 对安装的堆芯探测器组件的试验程序应设计成能暴露出安装期间引起的任何缺陷。它可以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。10.3 整个堆芯中子注量率仪表系统的性能试验应该是综合性的，包括机械和电气部分。应考虑外部电干扰和机械振动、位置系统的精度及所有系统参数的整定值，例如m别器阕值、报警水平、信号放大器增益等等的影响。附加说明:京标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会提出。本标准由核工业部一院和北京综合仪器厂负责起草。jw，hvf气吗11lg俨军队内lir1 、t 具土 f , 、一一一-一一-一一一-一一一二号二l一一一-.-中华人民共和国国家标准核反应堆中子注量率测量堆芯仪表GB 8995-88 * 中国标准出版社出版北京复外三里河)中国标准出版社北京印刷厂印刷新华节店北京发行所发行各地新华书店经售版权专有不得翻印* 开本880x 1230 1/16 印张1/2字数100001988年12月第一版19回年12月第次印刷印数1二1500 事书号，155066 1- 6117 * 幸自民目105-23