标准解读

《GB/T 8995-2026 核电厂安全重要仪表系统堆芯中子注量率测量仪表》与《GB/T 8995-2008 核反应堆中子注量率测量堆芯仪表》相比,在多个方面进行了更新和调整。这些变化主要体现在以下几个方面:

  1. 标准名称的变化:新版本的标准名称从“核反应堆中子注量率测量堆芯仪表”变更为“核电厂安全重要仪表系统堆芯中子注量率测量仪表”,强调了该类仪表在核电厂安全体系中的重要性及其应用范围。

  2. 适用范围的扩展:2026版标准不仅适用于传统意义上的核反应堆,还特别指出了对于核电厂内安全相关的仪表系统的要求,这表明其覆盖范围更加广泛,涵盖了更多类型的设施和技术。

  3. 技术要求的更新:随着技术进步及对核电站运行安全性认识的加深,新版标准对测量仪表的技术性能指标提出了更高要求,比如提高了精度、稳定性等方面的具体数值,并增加了关于数据处理能力的规定。

  4. 测试方法与程序的改进:针对如何验证上述技术规格是否达标,2026版引入了更先进的测试手段与流程,确保所使用的设备能够准确可靠地完成预定功能。

  5. 文档化管理要求加强:为了保证整个生命周期内的可追溯性和透明度,新标准强化了文件记录方面的规定,包括但不限于设计文件、制造过程记录、安装调试报告以及维护保养日志等。

  6. 环境适应性考量增加:考虑到极端条件下(如地震、高温)可能对设备造成的影响,2026版增加了对外部环境因素影响下设备表现的要求,确保即使在不利条件下也能保持正常工作状态。

  7. 网络安全防护措施纳入:鉴于当前日益严峻的信息安全形势,新版标准首次将网络攻击防范作为一项重要内容加入进来,旨在保护关键基础设施免受恶意软件或黑客入侵威胁。


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....

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  • 即将实施
  • 暂未开始实施
  • 2026-07-02 颁布
  • 2027-02-01 实施
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文档简介

ICS2712020

CCSF.65.

中华人民共和国国家标准

GB/T8995—2026

代替GB/T8995—2008

核电厂安全重要仪表系统堆芯中子注量率

测量仪表

In-coreinstrumentationforneutronfluenceratemeasurementsimportantto

safetyfornuclearpowerplants

IEC605682006Nuclearowerlants—Instrumentationimortantto

[:,ppp

safet—In-coreinstrumentationforneutronfluenceratefluxmeasurementsin

y()

owerreactorsMOD

p,]

2026-07-02发布2027-02-01实施

国家市场监督管理总局发布

国家标准化管理委员会

GB/T8995—2026

目次

前言

…………………………Ⅲ

范围

1………………………1

规范性引用文件

2…………………………1

术语和定义

3………………1

一般原则

4…………………3

系统设计

5…………………3

堆芯中子探测器

6…………………………4

机械特性

7…………………5

电特性及核特性

8…………………………6

运行条件的范围

9…………………………6

信号处理设备

10……………7

定型试验

11…………………7

产品试验

12…………………7

运行前和运行期间的相关试验

13…………8

退役

14………………………8

参考文献

………………………9

GB/T8995—2026

前言

本文件按照标准化工作导则第部分标准化文件的结构和起草规则的规定

GB/T1.1—2020《1:》

起草

本文件代替核反应堆中子注量率测量堆芯仪表与相

GB/T8995—2008《》,GB/T8995—2008

比除结构调整和编辑性改动外主要技术变化如下

,,:

将核反应堆更改为核电厂更改了适用范围的描述见第章年版的第章

a)“”“”,(1,20081);

删除了堆主包壳功率密度等术语增加了自给能中子探测器组件衰变裂变电离

b)“”“”,“”“β”“

室和响应时间术语和定义见年版的第章

”“”(20083);

更改了堆芯中子注量率仪表的部分功能描述细化了检验和校准的要求见年

c),(4.3、4.6,2008

版的

4.3、4.5);

增加了反应堆低功率运行工况下堆芯中子注量率测量仪表的要求见

d)(4.5);

将堆主包壳更改为堆芯见年版的

e)“”“”(4.4、4.8、4.9,20084.4、4.7、4.8);

更改了堆主包壳的相关描述用规范性引用的替换了用于反应堆保护等功能

f)“”,GB/T13284

的仪表要求及依据标准见和年版的

GB/T4083(5.1、5.3、5.4、5.65.8,20085.1、5.3、5.4、5.6

5.8);

增加了探测器校准方式的描述更改了响应时间的要求增加了对于反应堆保护和反应堆监测

g),,

的信噪比要求更改了部分文字描述见和年版的

,(5.9、5.10、5.13、5.145.15,20085.9、5.10、

5.13、5.145.15);

删除了通常使用的探测器类型将附加输出更改为附加信号见年版的

h),“”“”(20086.1、6.2);

更改了探测器维修和更换期间对于活化效应的考虑的描述见年版的

i)(6.4,20086.4);

更改了探测器灵敏度设计和校准的描述见年版的

j)(6.10,20086.10);

将更改为的测量和试验用标准大气条件规定的温度见第章年

k)“25℃”“GB/T2421”(8,2008

版的第章

8);

增加了信号处理设备一章见第章

l)“”(10);

增加了信号处理设备的定型试验要求见

m)(11.3);

增加了自给能中子探测器和焊接质量的检验方法依据标准删除了抗冲击要求将更改

n),,“25℃”

为的测量和试验用标准大气条件规定的温度更改输出端的绝缘电阻为电

“GB/T2421”,“”“

气性能更改乏燃料谱为堆芯谱增加了热中子灵敏度和一致性灵敏度的试验方

”,“”“γ”,、γ

法并将注释改为正文见第章年版的第章

,(12,200811);

增加了运行期间定期试验的要求更改了部分文字描述见年版的

o),(13.2、13.3、13.4、13.5,2008

12.2、12.3);

增加了对探测器寿期末活化程度评估和对高放废物部分的处理要求见

p)(14.2)。

本文件修改采用核电厂安全重要仪表系统堆芯中子注量率测量仪表

IEC60568:2006《》。

本文件与相比做了下述结构调整

IEC60568:2006:

分别对应第章的和并增加了

———4.1~4.4、4.6~4.9IEC60568:20064a)~d)e)~h),4.5;

分别对应第章的和并增加了

———6.1~6.4、6.6~6.10IEC60568:20066a)~d)e)~i),6.5;

增加了第章第章第章对应的第章第章

———10,11~14IEC60568:200610~13。

本文件与的技术差异及其原因如下

IEC60568:2006:

更改了适用范围见第章以适应我国的技术条件增加可操作性

a)(1),,;

GB/T8995—2026

删除了未引用的和以适

b)IEC60880:1986、IEC60987:1989、IEC61226:2005IEC62138:2004,

应我国技术条件增加可操作性

,;

删除了堆芯中子探测器离线中子探测器在线中子探测器被扰动的中子注量率中子

c)“”“”“”“”“

探测器灵敏材料变换函数和未被扰动的中子注量率术语和定义增加了自给能中子探

”“”“”,“

测器自给能中子探测器组件衰变裂变电离室和响应时间术语和定义见第章以

”“”“β”“”“”(3),

适应我国技术条件增加可操作性

,;

增加了反应堆低功率运行工况下堆芯中子注量率测量仪表的要求见以适应我国技术条

d)(4.5),

件增加可操作性

,;

用规范性引用的替换了见以适应我国技术条件增加可

e)GB/T13284IEC61513:2001(5.4),,

操作性

;

增加了堆芯中子探测器在反应堆高功率水平下工作的要求见以适应我国技术条件增

f)(6.5),,

加可操作性

;

增加了规范性引用的见第章第章见见

g)GB/T2421(8、12),GB/T12727(11.3),GB/T7164(

第章

12),NB/T20003.1、NB/T20003.2、NB/T20003.3、NB/T20003.4、NB/T20003.7、

见第章见以适应我国技术条件增加可操作性

NB/T20003.8(12),GB/T5204(13.4),,;

用规范性引用的替换了见第章以适应我国技术条件增加可操

h)GB/T47843IEC61468(12),,

作性

本文件做了下列编辑性改动

:

为与现有标准协调将标准名称改为核电厂安全重要仪表系统堆芯中子注量率测量仪表

———,《》;

增加了资料性引用的和

———GB/T4960.1—2010、GB/T4960.6—2008、GB/T41143—2021

IEC61468:2021。

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

。。

本文件由全国核仪器仪表标准化技术委员会提出并归口

(SAC/TC30)。

本文件起草单位中国核动力研究设计院生态环境部核与辐射安全中心核工业标准化研究所

:、、、

中广核工程有限公司上海核工程研究设计院股份有限公司江苏核电有限公司中核控制系统工程有

、、、

限公司电子科技大学

、。

本文件主要起草人黄有骏李文平罗庭芳何亮张芸蒋天植王凤李进王华金黎刚万波

:、、、、、、、、、、、

张虎黄起昌张沛然邓世仪刘景宾张杰焦丽玲张睿江辉匡红波李袁鹏李宝成邓鹏

、、、、、、、、、、、、、

肖鸣宇

本文件及其所代替文件的历次版本发布情况为

:

年首次发布为年第一次修订

———1988GB/T8995—1988,2008;

本次为第二次修订

———。

GB/T8995—2026

核电厂安全重要仪表系统堆芯中子注量率

测量仪表

1范围

本文件规定了核电厂堆芯中子注量率测量仪表的设计原则和要求包括设计要求试验要求运行

,、、

要求退役等内容

、。

本文件适用于以核反应堆堆芯参数的保护控制和监测为目的设计的堆芯中子注量率测量仪表

、。

其他类型的核设施参考使用

常用的探测器包括裂变电离室和自给能中子探测器

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

环境试验概述和指南

GB/T2421(GB/T2421—2020,IEC60068-1:2013,IDT)

核电厂安全系统定期试验与监测

GB/T5204

用于核反应堆的辐射探测器特性及测试方法

GB/T7164(GB/T7164—2022,IEC60515:

2007,NEQ)

核电厂安全重要电气设备鉴定

GB/T12727(GB/T12727—2023,IEC/IEEE60780-323:

2016,MOD)

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