GB/T 8995-2008核反應(yīng)堆中子注量率測量堆芯儀表

犐犆犛２７．１２０

犉８１

中華人民共和國國家標準

犌犅／犜８９９５—２００８

代替ＧＢ／Ｔ８９９５—１９８８

核反應(yīng)堆中子注量率測量堆芯儀表

犐狀犮狅狉犲犻狀狊狋狉狌犿犲狀狋犪狋犻狅狀犳狅狉狀犲狌狋狉狅狀犳犾狌犲狀犮犲狉犪狋犲犿犲犪狊狌狉犲犿犲狀狋狊犻狀狀狌犮犾犲犪狉狉犲犪犮狋狅狉狊

２００８０７１８發(fā)布２００９０４０１實施

中華人民共和國國家質(zhì)量監(jiān)督檢驗檢疫總局

發(fā)布

中國國家標準化管理委員會

書

犌犅／犜８９９５—２００８

前言

本標準參照采用ＩＥＣ標準ＩＥＣ６０５６８２００６，Ｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｐｌａｎｔｓ—Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎｉｍｐｏｒｔａｎｔｔｏ

ｓａｆｅｔｙ—Ｉｎｃｏｒｅｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎｆｏｒｎｅｕｔｒｏｎｆｌｕｅｎｃｅｒａｔｅ（ｆｌｕｘ）ｍｅａｓｕｒｅｍｅｎｔｓｉｎｐｏｗｅｒｒｅａｃｔｏｒｓ的有

關(guān)技術(shù)內(nèi)容。

本標準代替ＧＢ／Ｔ８９９５—１９８８《核反應(yīng)堆中子注量率測量堆芯儀表》。

本標準與ＧＢ／Ｔ８９９５—１９８８相比主要變化如下：

———第３章“術(shù)語和定義”增加了術(shù)語“主要信號”、“附加信號”、“輸出誤差的限值”和“變換函數(shù)”；

———增加了探測器電纜安裝的一般原則（見４．８）；

———增加了移動式探測器中子注量率測量堆芯儀表的處理功能要求（見６．７）；

———增加了第１３章“退役”。

本標準由中國核工業(yè)集團公司提出。

本標準由全國核儀器儀表標準化技術(shù)委員會歸口。

本標準起草單位：中國核動力研究設(shè)計院。

本標準主要起草人：李文平、劉艷陽、李高、呂渝川。

本標準所代替標準的歷次版本發(fā)布情況為：ＧＢ／Ｔ８９９５—１９８８。

Ⅰ

書

犌犅／犜８９９５—２００８

核反應(yīng)堆中子注量率測量堆芯儀表

１范圍

本標準規(guī)定了核反應(yīng)堆中子注量率測量堆芯儀表的設(shè)計原則和要求。

本標準適用于在線堆芯中子探測器及為反應(yīng)堆安全重要目的（保護、信息或控制）所設(shè)計的堆芯中

子注量率測量部件和儀表。常用的探測器是直流電離室、裂變電離室和自給能中子探測器。

２規(guī)范性引用文件

下列文件中的條款通過本標準的引用而成為本標準的條款。凡是注日期的引用文件，其隨后所有

的修改單（不包括勘誤的內(nèi)容）或修訂版均不適用于本標準，然而，鼓勵根據(jù)本標準達成協(xié)議的各方研究

是否可使用這些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本適用于本標準。

ＧＢ／Ｔ４０８３核反應(yīng)堆保護系統(tǒng)安全準則

ＧＢ／Ｔ７１６４用于核反應(yīng)堆的輻射探測器特性及其測試方法

３術(shù)語和定義

下列術(shù)語和定義適用于本標準。

３．１

堆主包殼狆狉犻犿犪狉狔犲狀狏犲犾狅狆犲

一個包含燃料元件和主冷卻劑的高度完整的閉合容器。

３．２

功率密度狆狅狑犲狉犱犲狀狊犻狋狔

反應(yīng)堆堆芯內(nèi)單位體積所產(chǎn)生的熱功率。

３．３

堆芯中子探測器犻狀犮狅狉犲狀犲狌狋狉狅狀犱犲狋犲犮狋狅狉

用于測量堆芯或堆主包殼內(nèi)某確定點或某區(qū)域的中子注量率或中子注量的固定的或可移動的探

測器。

３．４

離線中子探測器狅犳犳犾犻狀犲狀犲狌狋狉狅狀犱犲狋犲犮狋狅狉

一種僅在移出測量位置之后才可以讀出輸出信號的探測器。探測器受中子照射的部分可能是一定

體積的氣體或液體，或是絲狀、球狀等形狀的固體。受照射后，中子誘發(fā)的那部分放射性在另一場所用

適當方法測出。

３．５

在線中子探測器狅狀犾犻狀犲狀犲狌狋狉狅狀犱犲狋犲犮狋狅狉

一種置于測量位置時就產(chǎn)生代表中子注量率的電信號的探測器。

３．６

自給能中子探測器狊犲犾犳狆狅狑犲狉犲犱狀犲