GB／T 41591-2022标准规范下载简介

GB／T 41591-2022 压水堆核电厂反应堆首次临界试验.pdf简介：

GB/T 41591-2022 是中国国家标准，其全称为《压水堆核电厂反应堆首次临界试验技术要求》。这是一部规范压水堆核电厂新建反应堆首次达到临界状态的试验和技术要求的文件。压水堆是一种常见的核反应堆类型，它的名字来源于其冷却剂，即水。

首次临界试验是核反应堆建设过程中的重要里程碑，意味着反应堆中的裂变物质数量达到了可以产生链式反应的临界状态。在压水堆核电厂中，这一试验通常在反应堆建造完毕并填充燃料后进行，以验证反应堆的设计和操作性能，确认其安全性和可靠性。

这份标准详细规定了试验的程序、条件、数据采集、分析方法和报告要求，旨在确保首次临界试验的科学性、规范性和可追溯性，以保护工作人员的安全，防止事故，并为后续的运行和维护提供数据支持。

GB／T 41591-2022 压水堆核电厂反应堆首次临界试验.pdf部分内容预览：

范围 规范性引用文件 术语和定义 试验目的 试验初始条件 试验方法 6.1 方法概述 6.2 首次临界 6.3 检验堆外核仪表系统的线性和重叠 6.4 确定零功率物理试验中子注量率范围 6.5 校验反应性仪 注意事项 验收准则 试验记录和报

本文件按照GB/T1.1一2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起章规则》的规 起草。 请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。 本文件由全国核能标准化技术委员会（SAC/TC58)提出并归口。 本文件起草单位：中广核工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、三门核电有限公司。 本文件主要起草人：李军德、张松文、李文双、郝腾飞、赵云涛、任意、杨文清。

水堆核电厂反应堆首次临界试验

本文件规定了压水堆核电厂反应堆首次临界试验的试验目的、初始条件、试验方法、注意事项、验收 推则，及对试验记录和报告的要求。 本文件适用于新建压水堆核电厂在调试阶段进行的反应堆首次临界试验

下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文 件北京市新建建设工程雨水控制与利用技术要点(暂行)（市规发[2012]1316号 北京市规划委员会2012年8月21日）.pdf，仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于 本文件。 NB/T20145核电厂调试试验程序和报告编写规范 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 倒计数率inversecountrateratio;ICRR 当前中子计数率与基准计数率比值的倒数。 按公式（1)计算。 ICRR=C。/C ·（1） 式中： C。一基准计数率； 当前中子计数率。 3.2 反应性reactivity 表征链式核裂变反应介质或系统偏离临界程度的参数。 3.3 倍增周期doubleperiod 反应堆内中子注量率按指数规律改变1倍所需的时间。 3.4 启动率startuprate 表征反应堆内中子注量率变化率的物理量。 注：启动率以DPM（DecadesPerMinute）为单位，1DPM表示中子注量率按指数规律每分钟增长10倍。 3.5 启动区间startinginterval 反应堆达到临界状态前预估的主冷却剂硼浓度的一个区间。 注：考虑到计算误差、测量误差以及不确定性等因素，在启动区间反应堆随时可能进入临界状态。

下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文 件，仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于 本文件。 NB/T20145核电厂调试试验程序和报告编写规范

列义件中的内容遭过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的余款。其中，注日期的引用义 件，仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于 本文件。 NB/T20145核电厂调试试验程序和报告编写规范 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 倒计数率inversecountrateratio;ICRR 当前中子计数率与基准计数率比值的倒数。 按公式（1)计算。 ICRR=C/C ·（1 式中： C。一基准计数率； 一当前中子计数率。 3.2 反应性reactivity 表征链式核裂变反应介质或系统偏离临界程度的参数。 3.3 倍增周期doubleperiod 反应堆内中子注量率按指数规律改变1倍所需的时间。 3.4 启动率startuprate 表征反应堆内中子注量率变化率的物理量。 注：启动率以DPM（DecadesPerMinute）为单位，1DPM表示中子注量率按指数规律每分钟增长10倍。 3.5 启动区间startinginterval 反应堆达到临界状态前预估的主冷却剂硼浓度的一个区间。 注：考虑到计算误差、测量误差以及不确定性等因素，在启动区间反应堆随时可能进人临界状态。

反应堆首次临界试验的目的主要包括： a）将核电厂反应堆第一次引入临界状态； b）检验堆外核仪表系统各量程通道的线性和重叠； c）确定零功率物理试验的中子注量率范围； d）校验反应性仪

反应堆首次临界试验的目的主要包括： a）将核电厂反应堆第一次引入临界状态： b）检验堆外核仪表系统各量程通道的线性和重叠； c）确定零功率物理试验的中子注量率范围； d）校验反应性仪

5.1反应堆处于热停堆工况。 5.2反应堆保护系统可用，保护定值按照试验要求设置完毕。 5.3反应堆控制棒系统可用。 5.4反应堆专设安全系统可用。 5.5堆外核仪表系统可用，一个源量程测量通道与主控制室声响报警装置连接 5.6主回路硼表（如有）和核取样系统可用。 5.7 除盐水量满足试验需求。 5.8反应性仪与堆外核仪表系统相连，处于可用状态。

5.1反应堆处于热停堆工况。 5.2反应堆保护系统可用，保护定值按照试验要求设置完毕。 5.3反应堆控制棒系统可用。 5.4反应堆专设安全系统可用。 5.5堆外核仪表系统可用，一个源量程测量通道与主控制室声响报警装置连接。 5.6主回路硼表（如有）和核取样系统可用。 5.7 除盐水量满足试验需求。 5.8反应性仪与堆外核仪表系统相连，处于可用状态。

反应堆首次临界试验第一次把反应堆从次临界状态引人到临界状态。压水堆通过提升控制棒和稀 释主冷却剂硼浓度等手段使堆芯逐步达到临界。提棒过程中，绘制棒位和倒计数率关系曲线，进行临界 外推。稀释过程中，绘制硼浓度、稀释水量与倒计数率关系曲线，进行临界外推。通过临界外推估算临 界点，确保逐步逼近临界。 反应堆临界后，用控制棒引入适量正反应性提升中子注量率。观察到核加热现象（多普勒效应）后 停止中子注量率增长。记录初始出现核加热现象时的中子注量率水平，确定零功率物理试验范围。 调整中子注量率到零功率物理试验范围，用倍增周期法完成反应性仪校验。 试验期间，分析源量程、中间量程、功率量程的测量信号随中子注量率的变化，检验各量程的线性和 重叠区间。

6.2.1有外加中子源启动，提控制棒临界

6.2.1.1记录堆外核仪表系统源量程计数率，作为基准计数率。 6.2.1.2依次将所有控制棒分步提升至试验目标棒位。每次提棒后计算倒计数率，进行临界外推。 6.2.1.3确定稀释过程的基准计数率。 6.2.1.4根据理论数据，估算稀释所需水量，以保守的流量开始稀释。稀释期间，计算倒计数率，进行临 界外推。 6.2.1.5根据ICRR的减小情况逐步降低稀释流量。当ICRR约为0.1时，停止稀释，等待主回路硼浓 度均匀（稳压器与主回路硼浓度偏差宜不大于20ug/g）。

6.2.1.1记录堆外核仪表系统源量程计数率，作为基准计数率。 6.2.1.2依次将所有控制棒分步提升至试验目标棒位。每次提棒后计算倒计数率，进行临界外推。 6.2.1.3确定稀释过程的基准计数率。 6.2.1.4根据理论数据，估算稀释所需水量，以保守的流量开始稀释。稀释期间，计算倒计数率，进行临 界外推。 .2.1.5根据ICRR的减小情况逐步降低稀释流量。当ICRR约为0.1时，停止稀释，等待主回路硼浓 度均匀（稳压器与主回路硼浓度偏差宜不大于20ug/g）。

GB/T415912022

5.2.1.6如果在主回路硼浓度均匀过程中反 更过控制摔稳定中子在重率。 6.2.1.7如果主回路硼浓度充分均匀后，反应堆仍未临界，逐步提升停留在堆芯内的控制棒，每次提棒 后计算倒计数率，进行临界外推，直至反应堆临界。 5.2.1.8如果停留在堆芯内的控制棒提升到堆顶后，反应堆仍未临界，则将这组控制棒插回到原来位 置，然后向堆芯内注人适量的除盐水（注水引入的正反应性不超过步骤6.2.1.7提棒到堆顶引人的正反 应性），等待主回路硼浓度进一步均匀。 6.2.1.9重复步骤6.2.1.6～6.2.1.8，当中子注量率持续增长且出现300s～100s的稳定倍增周期时，表 明反应堆已经临界。

6.2.2有外加中子源启动，稀释临界

6.2.3无外加中子源启动

6.3检验堆外核仪表系统的线性和重叠

6.3.1为验证源量程的线性和重叠，可将其停堆保护定值临时提高一个数量级。 6.3.2 提升中子注量率，记录堆外核仪表系统各测量通道信号GBT 2585-2021 铁路用热轧钢轨.pdf，检验各测量通道的线性和重叠区间。 6.3.3当源量程出现饱和或接近停堆保护定值时，闭锁源量程通道。 6.3.4出现核加热现象后，下插控制棒，停止中子注量率增长

6.4确定零功率物理试验中子注量率范围

GB/T 415912022

功率物理试验范围的下限至少比本底噪音信号

6.5.1通过控制棒调整中子注量率水平接近零功率物理试验范围的下限。

PF=PD ≤4% OD

JTG∕T 3911-03-2021 装配化工字组合梁钢桥四车道3x50m通用图8.1安全地将反应堆引入到临界状态。 8.2堆外核仪表系统各量程通道之间的线性和重叠满足设计要求。 8.3确定了零功率物理试验的中子注量率范围。 8.4反应性的测量值与倍增周期法获得的计算值之间的相对偏差不大于4%

3.1安全地将反应堆引入到临界状态， 8.2堆外核仪表系统各量程通道之间的线性和重叠满足设计要求。 8.3确定了零功率物理试验的中子注量率范围。 8.4反应性的测量值与倍增周期法获得的计算值之间的相对偏差不大于4%