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国家标准计划《压水堆核电厂反应堆首次临界试验》由 TC58(全国核能标准化技术委员会)归口,TC58SC3(全国核能标准化技术委员会反应堆技术分会)执行 ,主管部门为国家标准化管理委员会

主要起草单位 中广核工程有限公司

目录

基础信息

计划号
20202610-T-469
制修订
制订
项目周期
24个月
下达日期
2020-08-07
申报日期
2019-04-02
公示开始日期
2020-04-03
公示截止日期
2020-04-20
标准类别
方法
国际标准分类号
27.120.99
27 能源和热传导工程
27.120 核能工程
27.120.99 有关核能的其他标准
归口单位
全国核能标准化技术委员会
执行单位
全国核能标准化技术委员会反应堆技术分会
主管部门
国家标准化管理委员会

起草单位

目的意义

随着压水反应堆技术的进步,第三代核电机组AP1000、EPR、华龙即将投入运行。

反应堆首次临界试验的方法也需要针对第三代机组做一些适应性修改。

在总结在运2代压水堆机组已有经验的基础上,提炼、归纳3代压水堆机组首次临界试验的共性技术特点,制定适用于国内所有压水堆机组的首次临界试验技术标准。

“反应堆首次临界试验” 标准提供了压水堆首次临界试验的操作方法、注意事项、风险分析等内容,确保整个试验过程不违反运行技术规范,安全的实现反应堆首次临界。

标准适用于当前运行的二代压水堆机组,也适用于即将(已经)投运的AP1000、EPR、华龙等三代机组。

既适用于有源启动的机组,也适用于以VVER为代表的无源启动机组。

首次临界操作,通过提升控制棒、稀释主回路硼浓度等手段来引入正反应性,使反应堆逐渐逼近临界,对反应性的引入速率必须有严格的限制。

整个操作过程中不能触发短周期、超功率、防误稀释等保护动作。

临界过程中,必须保证核功率测量仪表的有效测量区间有足够的重叠范围,防止出现测量盲区,同时对核测量仪表的精度进行校验。

临界试验过程中还要确定核发热点,以确定零功率物理试验的试验范围,并校验反应性仪。

由于每种类型的压水堆机组的堆芯设计、保护系统功能都有所不同,归纳、提炼适用所有三代压水堆机组的共性的方法、参考数据,是编写标准的研究重点。

核安全重于泰山。

本标准的制定和实施,有利于确保压水堆机组安全地实现首次临界状态,对压水堆的安全运行具有重要意义。

范围和主要技术内容

本标准的反应堆首次临界试验方法适用于当前运行的二代压水堆机组,也适用于即将投运的AP1000、EPR、华龙等三代机组。 本标准提供了压水堆首次临界试验的操作方法、风险分析,确保整个试验过程不违反运行技术规范,安全地实现反应堆首次临界。 首次临界操作,通过提升控制棒、稀释主回路硼浓度等手段来引入正反应性,使反应堆逐渐逼近临界,对反应性的引入速率必须有严格的限制。整个操作过程中不能触发短周期、超功率、防误稀释等保护动作。临界过程中,必须保证核功率测量仪表的测量区间有足够的重叠区间,防止出现测量盲区,同时对核测量仪表的精度进行校验。临界试验过程中还要确定核发热点,以确定零功率物理试验的试验范围,并校验反应性仪。 由于每种类型的压水堆机组的堆芯设计、保护系统功能都有所不同,归纳、提炼适用所有三代机组的共性的方法、参考性数据,是编写标准的研究重点。