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NB／T 20434-2017 压水堆核电厂反应堆首次装料试验.pdf简介：

NB/T 20434-2017 是中国核能行业的标准，名为《压水堆核电厂反应堆首次装料试验技术导则》，它主要针对压水堆核电厂（一种常见的核能发电厂类型）在首次装料前进行的一系列试验和准备工作进行了详细的规定。这个标准涵盖了首次装料试验的目的、试验内容、程序、安全要求、质量控制等方面。

首次装料试验（Initial Core Load Test, ICLT）是压水堆核电厂建设过程中的重要环节，目的是在反应堆首次装填燃料前，对反应堆的设计、制造、安装和控制系统进行全面的验证，确保其在实际运行中的安全性和可靠性。试验内容可能包括燃料组件的检查、堆芯布局的确认、冷却剂流动特性测试、控制系统功能测试等。

这个标准的实施对于保证核电厂的安全运行，防止事故发生，以及确保核能的可持续发展具有重要意义。它要求所有参与试验的单位和个人严格遵循标准操作程序，以确保试验的准确性和有效性。

NB／T 20434-2017 压水堆核电厂反应堆首次装料试验.pdf部分内容预览：

国家能源局 发布 国家核安全局 认可

NB/T204342017

前言 范围 规范性引用文件 试验目的 专用试验设备 试验的先决条件 试验的初始状态， 试验步骤 试验注意事项 验收准则

NB/T204342017

本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：上海核工程研究设计院、中核核电运行管理有限公司、中广核工程有限公司 本标准主要起草人：王丽华、杨庆湘、樊治国、施建锋、潘泽飞。 本标准于2016年12月16日通风空调工程基础知识及施工图识读，214页.pdf，经国家核安全局审查认可

NB/T204342017

水堆核电厂反应堆首次装料试验

本标准规定了压水堆核电厂在调试试验阶段进行反应堆首次装料试验的先决条件、初始条件、注意 事项及验收准则等。 本标准涉及的试验属于HAD103/02所规定调试阶段中的B1分阶段，即装料和次临界试验阶段。本 标准适用于压水堆核电厂反应堆首次装料试验

下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于 凡是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。 HAD103/02—1987核电厂调试程序

压水堆核电厂反应堆首次装料试验的目的是将核电厂燃料组件，按设计要求和批准的装 全、准确地装载到反应堆堆芯预定位置上

除核电厂常设仪表、装置外，本试验需要配备以下专用设备或者完成相同功能的设备： a）对于首堆首次装料，应配备临时装料仪表系统（包括临时探测器及其附属的前置放大器、定标 器、电源和电缆等设备，并带有音响装置）； b）望远镜； 水下摄像机

5.1已经完成HAD103/02—1987规定的A阶段所有调试试验； 5.2已经通过国家核安全部门对核电厂首次装料前的核安全检查并获得了国家核安全部门颁发的核电 厂首次装料批准书。 5.3核电厂的场内和场外核事故应急计划已经获得审查批准，并已经进行应急演习以验证应急计划。 5.4核材料实物保护系统已经建立。 5.5首次装料试验的组织机构已经建立，各种管理制度也已经发布。 5.6首次装料试验程序（含装料顺序清单）已经编写完成并批准。 5.7燃料贮存和装卸系统的操作规程已经建立，操作人员已经培训并通过考核

5.1已经完成HAD103/02一1987规定的A阶段所有调试试验； 5.2已经通过国家核安全部门对核电厂首次装料前的核安全检查并获得了国家核安全部门颁发的核电 厂首次装料批准书。 5.3核电厂的场内和场外核事故应急计划已经获得审查批准，并已经进行应急演习以验证应急计划。 5.4核材料实物保护系统已经建立。 5.5首次装料试验的组织机构已经建立，各种管理制度也已经发布。 5.6首次装料试验程序（含装料顺序清单）已经编写完成并批准。 5.7燃料贮存和装卸系统的操作规程已经建立，操作人员已经培训并通过考核

NB/T204342017

5.8燃料贮存和装卸系统已经调试完毕并经模拟操作试验证实装卸系统已经具备安全、 作确的装科茶 件。 5.9采用有外中子源装料设计的核电厂，完成初级中子源组件焊接组装。 5.10控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件等相关组件与燃料组件按堆芯设计完成配 插。 5.11下部堆内构件已完成安装，反应堆冷却剂系统已达到清洁要求，顶盖和堆内上部构件已完成组装 并置于存放架上。 5.12反应堆厂房撤离警报标识已经设置，核电厂所有工作人员已经熟悉撤离程序并通过实地演习。 5.13首次装料现场指挥中心已经成立，指挥中心与主控制室及燃料厂房的通讯联络畅通无阻。 5.14 反应堆冷却剂回路的流体品质和液位处于规定的状态。 5.15核电厂的下列系统，或完成相关功能的系统已经调试合格：

5.8燃料贮存和装卸系统已经调试完毕并经模拟操作试验证实装卸系统口 件。 5.9采用有外中子源装料设计的核电厂，完成初级中子源组件焊接组装。 5.10控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件等相关组件与燃料组件按堆芯设计完成配 插。 5.11下部堆内构件已完成安装，反应堆冷却剂系统已达到清洁要求，顶盖和堆内上部构件已完成组装 并置于存放架上。 5.12反应堆厂房撤离警报标识已经设置，核电厂所有工作人员已经熟悉撤离程序并通过实地演习。 5.13首次装料现场指挥中心已经成立，指挥中心与主控制室及燃料厂房的通讯联络畅通无阻。 5.14 反应堆冷却剂回路的流体品质和液位处于规定的状态。 5.15 核电厂的下列系统，或完成相关功能的系统已经调试合格： 反应堆冷却剂系统； 化学和容积控制系统： 余热排出系统； 一非能动堆芯冷却系统： 一一回路取样系统； 乏燃料冷却系统： 燃料贮存和装卸系统； 设备冷却水系统； 一厂用水系统； 核测仪表系统； 保护和安全监测系统； 多样化驱动系统； 数据显示和处理系统；

6.1一回路状态处于电厂技术规格书和试验程序规定的范围内。 6.2化学容积控制系统处于可用状态。 6.3与一回路有关的所有非硼化水都处于严格管理下的隔离状态。 6.4辐照监督管已安装完毕，并处于正常运行状态。 6.5核测仪表系统的保护定值已经设置完毕。 6.6核电厂的下列系统，或完成相关功能的系统处于正常运行状态

设备冷却水系统： 一回路取样系统； 余热排出系统； 安注系统； 通风系统和空调系统： 主控制室硼浓度计； 辐射监测系统； 核测仪表系统源量程通道； 如采用临时性中子计数装置，该装置已经预热： 备用柴油机及相关电气盘； 应急停堆控制系统。

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7.1.1.1按照核电厂运行技术规格书规定的装料运行模式下硼酸贮存箱硼浓度监督频度要求，验证硼 酸贮存箱内高浓度硼酸溶液体积和硼浓度符合技术规格书要求。 7.1.1.2堆芯装料前，应用化学分析方法确保堆芯硼浓度的均匀。 7.1.1.3用化学分析方法测量一回路冷却剂的硼浓度值，记录主控制室监测的硼浓度值，并进行对比

7.1.2中子计数率监督

1.2.1按照核电厂运行技术规格书规定的装料运行模式下核测仪表系统监督频度要求，验证监 的可靠性。

数装置对中子强度的响应。

装置对中子强度的响应。

7.1.3冷却剂温度和水位

冷却剂温度和水位在运行技术规格书或试验程序规定的范围内。

7.2.1按下列规程完成堆芯首次装料：

a）燃料组件装卸操作规程； b）燃料工艺运输操作规程； c）堆芯燃料组件装载顺序。 7.2.2如采用临时中子计数装置，按照燃料组件装载顺序对堆内临时中子探测器位置进行调整，并在 每一次调整后重新测定中子计数率的基准值。 7.2.3采用有外中子源装料方式的核电厂，当中子源组件的几何位置改变时，应适当调整核测仪表系 统源量程通道的中子计数率基准值和报警整定值。 7.2.4在装料过程中，应按8.2的要求对硼浓度进行监督。 m

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在完成装料之后，对最后的堆芯装料结果应对照堆芯装料图对燃料组件逐个进行仔细检查核 录（拍照或录像等）。

首次装料是核电厂运行的开始， 从此就应满足与核电厂运行有关的安全要求。

8.2.1主冷却剂系统要与所有含有低于换料冷停堆工况要求的硼浓度溶液的管线，特别是含有非硼化 水的管线严格隔离。 8.2.2在装料过程中，应定期监督堆芯区域的硼浓度。 8.2.3采用设置在主控制室的硼浓度计或化学分析方法，对一回路冷却剂硼浓度进行日常监督。采用 硼浓度计的核电厂，应按照合理的时间间隔用化学分析方法对该硼浓度计进行比对。 8.2.4如果主控制室的硼浓度计失效而不能满足测量要求时，应当用其他有效方法（如化学分析法、提 高化学分析频度）替代。 8.2.5设置合理的堆芯冷却剂取样分析的间隔时间，确保装料过程有效监督硼浓度的变化。 8.2.6堆芯冷却剂的硼浓度应高于核电厂换料停堆工况所规定的最低值

8.3有外中子源装料方式的中子计数率监督

时中子计数装置，持续监督堆芯区域的中子计数率变化。 8.3.1.2核测仪表系统源量程通道中，一个通道的中子计数率应与主控制室和安全壳内的音响警报装 置相连接。 8.3.1.3在装料期间，临时中子计数装置和源量程通道中至少有两个通道具有稳定有效计数率，且其 中一个为源量程通道。 8.3.1.4在装料结束之后，应至少有一个源量程通道处于正常工作状态。

8.3.2.1堆芯首次装料程序应规定首先将两组带有初级中子源的燃料组件装入堆芯。 8.3.2.2从第一组燃料组件入堆时起，反应堆堆芯即处于临界安全监督状态。 8.3.2.3当每一组燃料组件入堆之后，应测量各个有效中子计数通道的计数率并作中子计数率倒数与 燃料组件数量的函数关系图。 8.3.2.4为了有效地进行核安全监督，堆芯临时中子探测器的位置随着装料的进程若有所改变，参考 基准计数率应重新测量确定，参考基准计数率的测量由试验程序确定。 8.3.2.5在初级中子源位置发生变化，或装料操作在停止较长时间后恢复时，应重新建立中子基准计 数率。

8.4无外中子源装料方式的中子计数率监督

8.4.1.1装料期间的核安全！ 监督）应采用装料监测仪表系统。 8.4.1.2装料监测仪表系统与主控室和换料机控制室的声光报警装置相连接 8.4.1.3装料期间直至装料结束，装料监测仪表系统应处于正常工作状态。

土建及水电安装工程施工组织设计8.4.1.1装料期间的核安全

8.4. 2计数率监督

8.4.2.1从第一组燃料组件入堆时起，反应堆堆芯即处于临界安全监督状态

4.2.1从第一组燃料组件入堆时起，反应堆堆芯即处于临界安全监督状态。 4.2.2当每一组燃料组件入堆之后， 应测量每个有效中子计数通道的计数率，

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JTT1049.2-2016 道路运政管理信息系统 第2部分：数据资源采集接口8.5.1燃料组件的操作应按照专门编写的操作规程进行。

9.1按设计要求，将全部各种类型的燃料组件安全、正确地装入反应堆堆芯。 9.2装料后的反应堆处于次临界状态。 9.3装料后的堆外源量程通道应具有稳定、有效的中子计数率信号。对于采用有外中子源装料方式的 核电厂，建议不低于0.5cps(信噪比大于2)。