书 书 书犐犆犛 ２７ ． １２０ ． ２０ 犆犆犛犉 ６３ 中华人民共和国国家标准 犌犅 ／ 犜 ４１５９１ — ２０２２ 压水堆核电厂反应堆首次临界试验 犐狀犻狋犻犪犾犮狉犻狋犻犮犪犾犻狋狔狋犲狊狋狊犳狅狉狆狉犲狊狊狌狉犻狕犲犱狑犪狋犲狉狉犲犪犮狋狅狉狅犳狀狌犮犾犲犪狉狆狅狑犲狉狆犾犪狀狋狊 　 ２０２２  ０７  １１ 发布 ２０２３  ０２  ０１ 实施 国家市场监督管理总局 国家标准化管理委员会 发布书 书 书目 　　 次 前言 Ⅲ ………………………………………………………………………………………………………… １ 　 范围 １ ……………………………………………………………………………………………………… ２ 　 规范性引用文件 １ ………………………………………………………………………………………… ３ 　 术语和定义 １ ……………………………………………………………………………………………… ４ 　 试验目的 ２ ………………………………………………………………………………………………… ５ 　 试验初始条件 ２ …………………………………………………………………………………………… ６ 　 试验方法 ２ ………………………………………………………………………………………………… 　 ６．１ 　 方法概述 ２ …………………………………………………………………………………………… 　 ６．２ 　 首次临界 ２ …………………………………………………………………………………………… 　 ６．３ 　 检验堆外核仪表系统的线性和重叠 ３ ……………………………………………………………… 　 ６．４ 　 确定零功率物理试验中子注量率范围 ３ …………………………………………………………… 　 ６．５ 　 校验反应性仪 ４ ……………………………………………………………………………………… ７ 　 注意事项 ４ ………………………………………………………………………………………………… ８ 　 验收准则 ４ ………………………………………………………………………………………………… ９ 　 试验记录和报告 ４ ………………………………………………………………………………………… Ⅰ 犌犅 ／ 犜 ４１５９１ — ２０２２ 前 　　 言 　　 本文件按照 ＧＢ ／ Ｔ１．１ — ２０２０ 《 标准化工作导则 　 第 １ 部分 ： 标准化文件的结构和起草规则 》 的规定起草 。 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 。 Ⅲ 犌犅 ／ 犜 ４１５９１ — ２０２２ 压水堆核电厂反应堆首次临界试验 １ 　 范围 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 、 验收准则 ， 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 。 ２ 　 规范性引用文件 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 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 　 犻狀狏犲狉狊犲犮狅狌狀狋狉犪狋犲狉犪狋犻狅 ； 犐犆犚犚 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 ＝ 犆 ０ ／ 犆 …………………………（ １ ） 　　 式中 ： 犆 ０ ——— 基准计数率 ； 犆 ——— 当前中子计数率 。 ３ ． ２ 　 反应性 　 狉犲犪犮狋犻狏犻狋狔 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 　 犱狅狌犫犾犲狆犲狉犻狅犱 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 　 狊狋犪狉狋狌狆狉犪狋犲 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 　 狊狋犪狉狋犻狀犵犻狀狋犲狉狏犪犾 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 。 １ 犌犅 ／ 犜 ４１５９１ — ２０２２ ４ 　 试验目的 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 　 试验初始条件 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 。 ６ 　 试验方法 ６ ． １ 　 方法概述 反应堆首次临界试验第一次把反应堆从次临界状态引入到临界状态 。 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 　 首次临界 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 ２０ μ ｇ ／ ｇ ）。 ２ 犌犅 ／ 犜 ４１５９１ — ２０２２ ６ ． ２ ． １ ． ６ 　 如果在主回路硼浓度均匀过程中反应堆临界 ， 则通过控制棒稳定中子注量率 。 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 。 ６ ． 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 ， 然后向堆芯内注入适量的除盐水 （ 注水引入的正反应性不超过步骤 ６．２．１．７ 提棒到堆顶引入的正反应性 ）， 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 ． ２ ． １ 　 确定基准计数率 。 依次将所有停堆棒分步提升至全提位置 。 提棒期间 ， 通过源量程和中间量程监督中子注量率 、 倍增周期 （ 或启动率 ）， 在测量数值稳定后计算倒计数率 ， 进行临界外推 。 ６ ． ２ ． ２ ． ２ 　 重置基准计数率 。 以保守的稀释流量 ， 将主回路硼浓度稀释至目标硼浓度 （ 推荐值为理论临界硼浓度 ＋１５０ μ ｇ ／ ｇ ， 偏差不超过 ±２０ μ ｇ ／ ｇ ）。 稀释期间 ， 计算倒计数率 ， 进行临界外推 。 ６ ． ２ ． ２ ． ３ 　 停止稀释 ， 等待主回路硼浓度均匀后 ， 重置基准计数率 。 依次将停堆棒以外的其他控制棒分步提升至试验目标棒位 。 提棒期间 ， 通过源量程和中间量程监督中子注量率 、 倍增周期 （ 或启动率 ）， 在测量数值稳定后计算倒计数率