标准规范下载简介
NB／T 20434-2017 压水堆核电厂反应堆首次装料试验.pdfICS 27.120.99 F65 备索号：59604—2017
人民共和国能源行业标准
NB/T20434201
Initial loading test for pressurized water reactor of nuclear powerplan
QC∕T 719-2019 高空作业车.pdf国家能源局 发布 国家核安全局 认可
NB/T204342017
前言 范围 规范性引用文件 试验目的 专用试验设备 试验的先决条件 试验的初始状态， 试验步骤 试验注意事项 验收准则
NB/T204342017
本标准按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本标准由能源行业核电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、中核核电运行管理有限公司、中广核工程有限公司 本标准主要起草人：王丽华、杨庆湘、樊治国、施建锋、潘泽飞。 本标准于2016年12月16日，经国家核安全局审查认可
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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厂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、注意 事项及验收准则等。 本标准涉及的试验属于HAD103/02所规定调试阶段中的B1分阶段，即装料和次临界试验阶段。本 标准适用于压水堆核电厂反应堆首次装料试验
下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于 凡是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。 HAD103/02—1987核电厂调试程序
压水堆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 全、准确地装载到反应堆堆芯预定位置上
除核电厂常设仪表、装置外，本试验需要配备以下专用设备或者完成相同功能的设备： a）对于首堆首次装料，应配备临时装料仪表系统（包括临时探测器及其附属的前置放大器、定标 器、电源和电缆等设备，并带有音响装置）； b）望远镜； 水下摄像机
5.1已经完成HAD103/02—1987规定的A阶段所有调试试验； 5.2已经通过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。 5.3核电厂的场内和场外核事故应急计划已经获得审查批准，并已经进行应急演习以验证应急计划。 5.4核材料实物保护系统已经建立。 5.5首次装料试验的组织机构已经建立，各种管理制度也已经发布。 5.6首次装料试验程序（含装料顺序清单）已经编写完成并批准。 5.7燃料贮存和装卸系统的操作规程已经建立，操作人员已经培训并通过考核
5.1已经完成HAD103/02一1987规定的A阶段所有调试试验； 5.2已经通过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。 5.3核电厂的场内和场外核事故应急计划已经获得审查批准，并已经进行应急演习以验证应急计划。 5.4核材料实物保护系统已经建立。 5.5首次装料试验的组织机构已经建立，各种管理制度也已经发布。 5.6首次装料试验程序（含装料顺序清单）已经编写完成并批准。 5.7燃料贮存和装卸系统的操作规程已经建立，操作人员已经培训并通过考核
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5.8燃料贮存和装卸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、 作确的装科茶 件。 5.9采用有外中子源装料设计的核电厂，完成初级中子源组件焊接组装。 5.10控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件等相关组件与燃料组件按堆芯设计完成配 插。 5.11下部堆内构件已完成安装，反应堆冷却剂系统已达到清洁要求，顶盖和堆内上部构件已完成组装 并置于存放架上。 5.12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。 5.13首次装料现场指挥中心已经成立，指挥中心与主控制室及燃料厂房的通讯联络畅通无阻。 5.14 反应堆冷却剂回路的流体品质和液位处于规定的状态。 5.15核电厂的下列系统，或完成相关功能的系统已经调试合格：
5.8燃料贮存和装卸系统已经调试完毕并经模拟操作试验证实装卸系统口 件。 5.9采用有外中子源装料设计的核电厂，完成初级中子源组件焊接组装。 5.10控制棒组件、可燃毒物组件、中子源组件和阻力塞组件等相关组件与燃料组件按堆芯设计完成配 插。 5.11下部堆内构件已完成安装，反应堆冷却剂系统已达到清洁要求，顶盖和堆内上部构件已完成组装 并置于存放架上。 5.12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。 5.13首次装料现场指挥中心已经成立，指挥中心与主控制室及燃料厂房的通讯联络畅通无阻。 5.14 反应堆冷却剂回路的流体品质和液位处于规定的状态。 5.15 核电厂的下列系统，或完成相关功能的系统已经调试合格： 反应堆冷却剂系统； 化学和容积控制系统： 余热排出系统； 一非能动堆芯冷却系统： 一一回路取样系统； 乏燃料冷却系统： 燃料贮存和装卸系统； 设备冷却水系统； 一厂用水系统； 核测仪表系统； 保护和安全监测系统； 多样化驱动系统； 数据显示和处理系统；
6.1一回路状态处于电厂技术规格书和试验程序规定的范围内。 6.2化学容积控制系统处于可用状态。 6.3与一回路有关的所有非硼化水都处于严格管理下的隔离状态。 6.4辐照监督管已安装完毕，并处于正常运行状态。 6.5核测仪表系统的保护定值已经设置完毕。 6.6核电厂的下列系统，或完成相关功能的系统处于正常运行状态
设备冷却水系统： 一回路取样系统； 余热排出系统； 安注系统； 通风系统和空调系统： 主控制室硼浓度计； 辐射监测系统； 核测仪表系统源量程通道； 如采用临时性中子计数装置，该装置已经预热： 备用柴油机及相关电气盘； 应急停堆控制系统。
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7.1.1.1按照核电厂运行技术规格书规定的装料运行模式下硼酸贮存箱硼浓度监督频度要求QGDW 11372.28-2015 国家电网公司技能人员岗位能力培训规范 第28部分：计量检验检测，验证硼 酸贮存箱内高浓度硼酸溶液体积和硼浓度符合技术规格书要求。 7.1.1.2堆芯装料前，应用化学分析方法确保堆芯硼浓度的均匀。 7.1.1.3用化学分析方法测量一回路冷却剂的硼浓度值，记录主控制室监测的硼浓度值，并进行对比
7.1.2中子计数率监督
1.2.1按照核电厂运行技术规格书规定的装料运行模式下核测仪表系统监督频度要求，验证监 的可靠性。
数装置对中子强度的响应。
装置对中子强度的响应。
7.1.3冷却剂温度和水位
冷却剂温度和水位在运行技术规格书或试验程序规定的范围内。
7.2.1按下列规程完成堆芯首次装料：
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。 7.2.2如采用临时中子计数装置，按照燃料组件装载顺序对堆内临时中子探测器位置进行调整SL_17-2014_疏浚与吹填工程技术规范，并在 每一次调整后重新测定中子计数率的基准值。 7.2.3采用有外中子源装料方式的核电厂，当中子源组件的几何位置改变时，应适当调整核测仪表系 统源量程通道的中子计数率基准值和报警整定值。 7.2.4在装料过程中，应按8.2的要求对硼浓度进行监督。 m