1、ICS 27 .120.20 F臼J 中华人民共和国核行业标准EJ丁1114-2000压水堆核电厂反应堆首次装料试验Initial loading test for PWR nuclear power plant 1111t11m1Wt11111 2001-02-28发布2001-08-01实施国防科学技术工业委员会发布EJ/T 1114-2000 目。言本标准是因446-89的细化。首次装料试验是核电站反应堆物理启动试验之一，本标准参照了我国目前运行的压水堆核电站首次装料试验的经验及国外相关压水堆核电站的经验编写而成。本标准在技术内容上达到了压水堆核电站首槐装料试验的国际水准。本标准由全国核
2、能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。本标准主要起草人z唐国兴1 范围EJ/T 1114-2000 压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站在调试试验阶段，进行反应堆首次装料试验的先决条件、初始条件及有关准则、限值等本标准适用于我国压水堆核电站反应堆首次装料试验。2 规范性引用文件下列规范性文件中的有关条文通过本标准的引用而成为本标准的条文。下列注明日期或版次的引用文件，其后的任何修改单或修订版本都不适用于本标准，但提倡使用本标准的各方探讨使用其最新版本的可能性。下列未注明日期或版次的引用文件，其最新版本适用于本标准。HAF
3、0304 ( 87) 核电厂调试程序3 试验目的本标准涉及的试验，属于HAF0304所规定调试阶段中的Bl分阶段，即装料和l次临界试验阶段。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料程序安全地、准确地装在反应堆堆芯预定位置上。4 专用试验设备除了反应堆常设仪器装置之外，本试验还需配备下列专用设备：a）若干套临时性中子计数装置（包括探测器、前置放大器、定标器、高低压电源及电缆等，其中一套带有音响装置）：b）堆芯水池取样容器：c）望远镜：d）摄像机：5 试验的先决条件5. 1 首次装料试验的组织机构已经建立，各种管理制度也已经健全。5.2 首次装料试验程序含装料顺序
4、清单）已经编写完成并由营运单位批准。5.3 燃料组件及工艺运输系统的操作规程已经建立，操作人员已经培训并通过考核获得操作执照。5.4 燃料组件操作工艺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、准确的装料条件。5.5 带有中子源的燃料组件已经完成焊接并装配完毕。5.6 各种类型的燃料组件，包括纯燃料组件、带中子源的燃料组件、带控制棒的燃料组件、带可燃毒EJ/T 1114-2000 物的燃料组件、带阻力塞的燃料组件以及带中子测量管的燃料组件等已经仔细检查核实并己正确标识。5. 7 压力容器内部已经安装结束，顶盖已经组装完毕并置于存放架上。5. 8 安全注射系统和安全壳喷淋系统已经调
5、试合格。5. 9 核电厂各个厂房通风系统及空气调节系统调试合格。5. 10 用于监督工作人员个人剂量的设施已经配备齐全并经调试合格。5. 11 堆外源量程核测系统已经调试合格。5. 12 水下观测系统调试完毕。5. 13 用于监督堆芯核安全的临时性中子计数装置己用中子源调试完毕。5. 14 核电厂消防体系已经建立，消防设施满足核电厂要求。5. 15 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. 16 核电厂应急组织及核材料实物保护系统已经建立。5. 17 首次装料现场指挥中心己经组成，指挥中心与主控制室及燃料厂房的通讯联络畅通无阻。5. 18 已经通过
6、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。6 初始状态及试验条件6. 1 反应堆处于换料冷停堆模式，特别是：a) 一回路冷却剂棚浓度为该状态下的设计值土50gig: b) 一回路冷却剂平均水温为，Ioc Tavg 60 c : c) 主泵停止运转。6. 2 化学容积控制系统处于正常运行状态：a) 上充管线畅通，上克泵处于正常状态：b) 应急棚化管线畅通：c) 棚酸贮存箱中，贮存足够的高棚浓度的棚酸榕液：d) 净化系统处于旁路隔离状态：e) 与一回路有关的所有纯净水都处于严格管理下的隔离状态。6. 3 设备冷却水系统处于正常运行状态6.4 取样
7、系统处于正常工作状态。6. 5 余热排出系统处于正常工作状态。6. 6 安注系统处于可运行状态。6. 7 通风系统和空调系统处于正常运行状态。6. 8 主控制室棚浓度计处于正常工作状态。6.9 辐照监督管己安装完毕6. 10辐照监督系统处于正常工作状态。6. 11 堆外核测系统源量程通道处于正常工作状态。6. 12 堆外核测系统的保护定值已经设置完毕6. 13 临时性中子计数装置经预热处于正常工作状态。6. 14 堆芯中子测量系统的指套管已经退出堆芯。2 EJ/T 1114-2000 6. 15 备用柴油机及相关电气盘处于正常状态。6. 16应急停堆控制系统处于正常状态。7 注意事项及安全限值
8、7. 1 初始装料是核电厂运行的开始，从此就必须满足与核电厂运行有关的安全要求。7.2主冷却剂系统要与所有含有低于换料冷停堆工况要求的跚浓度溶液的管线，特别是含有纯净水的管线严格隔离。7. 3棚浓度监督7. 3. 1 一回路冷却剂珊浓度的曰常监督，采用设置在主控制室的砌浓度计。该棚浓度计应每天用化学分析方法进行校准。7.3.2 如果主控制室的棚浓度计失效而不能满足测量要求时，应当用其它有效方法（如化学分析法）取代。7.3.3 堆芯水质取样分析的问隔时间一般为物。7. 3.4 堆芯水质的棚浓度必须高于核电厂冷停堆工况所规定的最小数值。7.4 中子计数率监督7.4. 1 监督设施7. 4. 1.
9、1 装料期间的核安全监督（即次临界监督）采用常设的堆外核测系统的二个源量程通道的三套堆内临时性中子计数装置。7. 4. 1. 2 核测系统源量程通道中的一个通道的中子计数率应与主控制室及安全壳内的音响警报装置相联结。7. 4. 1. 3 在装料期间，五个中子计数测量通道之中至少应有二个通道处于有效监督状态7. 4. 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。7.4.2 中子计数率监督7.4.2. 1 堆芯首次装料程序，必须规定首先将二盒带有初级中子源的燃料组件装入堆芯。7.4.2.2 从第一盒燃料组件入堆时起，反应堆堆芯即处于临界安全监督状态。7.4.2.3 在八盒燃料
10、组件入堆之后，五个中子计数通道中至少应有二个通道的计数率在O.Scps（信噪比2）以上。7.4.2.4 当每一盒燃料组件入堆之后，必须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。7.4. 2.5 为了有效地进行核安全监督，堆芯内三个临时性中子探测器的位置随着装料的进程亦必然会有所改变。因此，参考基准计数率亦应重新测量确定，参考基准计数率的测量由试验程序确定。7. 4.2.6 如果装料操作停止4h以上，则计数率监督可以每lh进行一次。在装料操作恢复之前，应重新建立中子计数率的基准值。7.5燃料组件的操作7 . 5. 1 燃料组件的操作必须按照专门编写的操作规程进
11、行。7.5.2 在燃料装载期间，必须严格限制装卸料机上的工作人员数量。当燃料组件入堆操作时，严禁工作人员在装卸料机上走动。7. 5.3 在燃料组件入堆过程中，要注意防止燃料组件与相邻的临时性探测器之间的挤碰。3 EJ/T 1114-2000 7.5.4在燃料厂房和反应堆厂房都要对待装燃料组件进行识别确认：a）在燃料厂房内，当待装燃料组件装入运输容器上时，进行一次识别确认。b）在反应堆厂房内，当待装燃料组件入堆时，不但应对燃料组件的标记编号进行识别确认，同时还应特别注意按设计的燃料组件入堆方位进行识别确认。7.5.5 燃料装载工作人员的工作时间，一般以每班6h为宜，在半夜零点至六点不宜进行装料操
12、作。7.5.6 每一盒燃料组件装载时的开始指令和燃料组件入堆后的脱钩指令，只能在获取中子计数装置的中子信息并确认反应堆处于次临界安全状态以及燃料组件己正确定位之后，由现场指挥中心的负责人给出。7. 6 在燃料装载期间，如果发生下列任一情况，必须立即停止装料操作，再由装料现场指挥中心的负责人组织分析研究直至问题解决，方能恢复装料操作za) 在燃料组件入堆过程中，五个中子计数通道中任一通道的中子计数率突增五倍或五倍以上时：b）在燃料组件入堆过程中，所有有效计数通道的中子计数率增长2倍以上时：c) 在装料的先决条件（见第5章或装料的试验条件（见第6章）得不到满足时。7. 7装料期间严格防止异物落入反
13、应堆水池内，一旦发生此类事件，应立即停止装料操作并采取有效措施加以解决。8 试验步骤8. 1 装料之前8. 1. 1 棚浓度8. 1. 1. 1 用化学分析方法测量堆芯不同高度处的棚浓度值。8. 1. 1. 2 用化学分析方法测量一回路冷却剂的棚浓度值。8. 1. 1. 3 记录主控制室的棚浓度值。8. 1. 2 临界安全监督8. 1. 2. 1 在实施装料前的8h之内，用中子源检验堆内临时性中子计数装置对中子强度的响应，确保监督仪器的可靠性。8. 1. 2. 2 完成二个源量程通道和三个堆内临时性中子计数装置的本底计数测量，计数时间为IOOs。8.2 装料过程8. 2. 1 按下列规则完成堆
14、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。8.2.2 按照燃料组件装载顺序对堆内临时性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。8. 2.3 在装料过程中，必须按7.3的要求对棚浓度进行监督，按7.4的要求对反应堆次临界进行监督。8.3 当中子源组件的几何位置改变时，应适当调整堆外核测系统源量程通道的报警值。8.4 在完成装料之后，对最后的堆芯装料结果必须对照堆芯装料图对燃料组件逐个地进行仔细检查核对井记录（拍照和录像等）。4 EJ/T 1114-2000 9 验收准则9. 1 按设计要求，将全部各种类型的燃料组件安全地、正确地装入反应堆芯部。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中子计数率不低于O.Scps（信噪比2).5 COON寸二HK凶
