【国家标准(GB)】 核电厂安全级电力系统准则

ICS_27.120.20
中华人民共和国国家标准
GB/T 12788-—2000
核电广安全级电力系统准则
Criteria for class 1E powerWww.bzxZ.net
systems for nuclear power plants2000-01-03发布
2000-08-01实施
国家质量技术监督局发布
GB/T12788—2000
IEEE前言
引用标准
主要设计准则
补充设计准则
监视和试验要求
多机组电厂的考虑
GB/T 12788-2000
本标准是对GB/T12788一1991《核电厂安全级电力系统准则》（以下简称原标准）的修订，原标准等效采用美国标准IEEE308一1980编制，对指导核电厂安全级电力系统的设计和运行及对引进和输出核电厂的谈判和核电厂安全审评起到了重要作用。本标准等效采用IEEE308—1991（IEEE308-1980的修改版），技术内容等同，编写格式与GB/T1.1—1993相一致。
与原标准相比，此次修改主要包括：1）将原标准附录A的内容编入正文。2）取消原标准图3。
3）修改原标准图2。
4）取消原标准以下条文：4.5.j；5.2.1.f,5.2.3.4；5.2.5；5.3.1.f，5.3.5,5.5.36.6。5）增加以下条文：4.6c)5.2.4.6c)5.3.3.6;5.3.3.7;5.3.4.75.4.2,5.4.3,5.4.4;5.4.55.6。6）完全改写第7章。
7）将原标准5.2.4.1和5.2.4.2合并为新标准5.2.4.1；将原标准5.2.3.1、5.2.3.2和5.2.3.3合并为新标准5.2.3。
8）修改了4.4h）、4.4i)、6.3d)和表1的部分内容。9）增加了9项引用标准，见正文。本标准自实施之日起，同时代替GB/T12788一1991。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。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：陆曙东、陆佩芳、顾申杰，本标准委托全国核仪器仪表标准化技术委员会负责解释。GB/T12788—2000
IEEE前
（此前言不是IEEE308—1991《核电厂1E级电力系统准则》的一部分）。本标准提出了核电厂电力系统中特别关系到为公众提供健康和安全保护的准则和要求。电气和电子工程师学会制订了这些准则，为设计措施、监视要求及与电力系统有关的试验提供指导。在美国每一个申请核电厂建造许可或运行许可证的用户都需要遵循这些条款，以满足10CFR50要求。遵守这些准则可能不足以保证公众的健康和安全，因为它是电厂构筑物、流体系统、仪表及电厂电力系统等的综合性能，它们共同起作用才能限制事故的后果，不遵守本标准的要求可能意味着系统不合适。每个申请者都有责任对自已或其他人保证这综合性能是合适的。背景
IEEE308--1970版出IEEE核科学集团和IEEE电气工程学会（PES)属下的核电标准联合委员会(JCNPS）第4分委员会（辅助电气系统）编写。IEEE308一1971版吸取了1970版的经验，并增加了多机组电厂的考虑。IEEE308一1974（第二版）由核电标准联合委员会第4分委员会的第4.1工作组制订。核电标准联合委员会于1973年成为电气工程学会(PES)的核电工程委员会（NPEC）。IEEE308一1978（第三版）阐明了1E级电力系统与安全系统部分功能要求之间的接口，这些安全系统的一些部件也属于1E级电力系统。在IEEE308—1980版中增加了由AdHocIEEE308/603委员会推荐的关于IEEE308和603接口的范围图。
安全功能概念
根据定义，安全系统必须包含完成保护或安全功能的所有部件。图2和图3说明了执行一个典型安全功能所需要的系统和设备，例如事故后热量的排出。作为安全系统的一部分，1E级电力系统是辅助支持设施，为其他安全系统（例如再循环喷淋系统和安全壳喷淋系统等）供电。在这方面，对执行安全功能起作用的1E级电力系统部分必须遵循IEEE603--1991的要求。但是，那些不直接执行安全功能的1E级电力系统中的部件、设备和系统，如过负荷保护设备、继电保护等都必须满足IEEE603一1991的相应要求，以确保这些部件、设备和系统不会使1E级电力系统的性能劣化至不能接受的水平之下。1E级电力系统的主要作用
1E级电力系统的主要作用是为反应堆停堆系统、专设安全设施和辅助支持设施供电。因此，1E级电力系统是辅助支持设施。
1E级电力系统是唯一遍布于全电厂的系统，它拥有比其他辅助支持设施复杂得多的接口。其他辅助支持设施通常局限于电厂某个区域或一个单一的过程，并且基本上是机械系统。1E级电力系统的复杂的接口特性在于本身是辅助支持设施，其他辅助设施又是它的辅助支持设施，1E级电力系统可以对非安全系统设备提供支持，同时也可以提供执行安全系统保护动作的手段。监测指令设施包括产生信号的设备（电流互感器、电压互感器等）、测量电气系统参数（电压、电流、功率等）的设备或限制性能劣化的设备（继电保护、热过载保护、低电压继电器等）。1E级电力系统中直接执行安全功能的监测指令设施应符合IEEE603一1991的要求。必须对1E级电力系统中没有直接安全功能的监测指令设施进行分析，证明它们的故障不会对1E级电力系统产生不可接受的影响。在执行设施作用方面，某些1E级电力系统的设备、开关柜、断路器、动力电缆和负载（主要为电动机），不仅是1E级电力系统的一部分，也是专设安全设施不可分割的部分。N
GB/T12788-2000
目前版本
IEEE308—1991是IEEE308—1980的修订版，其范围扩展至包括1E级电力系统与IEEE765-1983\《核电厂优先电源》的接口准则，以及与IEEE741-1990《核电厂1E级电力系统及设备保护准则》的接口准则，并且也反映了IEEE387—19842《核电厂备用电源用柴油发电机准则》和IEEE946-19853\《核电厂1E级直流电力系统设计准则》的最新要求，以及核电工程委员会AdHoc委员会关于共用安全系统的建议。这些建议完全改变了第8章《多机组电厂的考虑》的内容。1）IEEE765—1983修订为IEEE765—19952）IEEE387—1984修订为IEEE387--19953）IEEE946—1985修订为IEEE946—1992。范围
中华人民共和国国家标准
核电厂安全级电力系统准则
Criteria for class 1E power
systems for nuclear power plants本标准规定了核电厂：
GB/T12788-2000
代替GB/T12788—1991
a）安全级电力系统的主要设计准则和设计措施（这些准则和措施能使安全级电力系统在适用的设计基准事件引起的条件下满足其功能要求）；b）安全级电力系统的试验和监测要求；c）多机组核电厂共用安全级电力系统的准则。本标准适用于单机组和多机组核电厂的下列系统和设备的安全级部分：a）交流电力系统；
b）直流电力系统；
c）仪表和控制用电力系统。
这些系统包括表1所列的物项。
本标准不适用于优先电源、机组的发电机及其母线，发电机断路器、主（即升压）变压器、厂用（即辅助)变压器、启动(即备用)变压器、至核电厂开关站的连接线、开关站、输电线和输电网络（见图1）。2引用标准
下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时，所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。GB/T5204--1994
GB/T7163—1999
GB/T9225—1999
核电厂安全系统定期试验与监测核电厂安全系统的可靠性分析要求（eqvIEEE577：1976）核电厂安全系统可靠性分析一般原则(eqvIEEE352：1987）核电厂安全系统电气物项质量鉴定（eqvIEC780：1984）GB/T12727—1991
GB/T12790—1991
GB/T13177—2000
核电厂安全级电气设备和系统文件标识方法(eqvIEEE494：1974)核电厂优先电源（eqvIEEE765：1995）GB13284—1998
3核电厂安全系统准则（egvIEEE603：1991）GB/T13286—1991
GB/T13538-1992
核电厂安全级电气设备和电路独立性准则(eqvIEEE384：1981）核电厂安全壳电气贯穿件（negIEC772：1983）2单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统（eqvIEEE379+1977)GB/T13626—1992
GB/T14546-1993核电厂安全级直流电力系统设计准则（neqIEEE946：1985）EJ/T519—1990核电厂安全级电力系统运行前试验大纲编制导则(eqvIEEE415：1986)EJ/T525.2一1999核电厂用铅酸蓄电池第2部分安装设计和安装准则(eqvIEEE484：1987)
国家质量技术监督局2000-01-03批准2000-08-01实施
GB/T12788-2000
核电厂用铅酸蓄电池第4部分维护、试验和更换方法EJ/T525.4—1997
(eqvIEEE450:1995)
核电厂备用电源用柴油发电机组准则（eqvIEEE387：1984）EJ/T625--1992
核电厂安全级电力系统及设备保护准则(eqvIEEE741：1986）EJ/T639—1992#
核电厂大型铅酸蓄电池容量的确定（eqvIEEE485：1983）EJ/T641-1992
3定义
本标准采用下列定义。
3.1可接受的acceptable
通过核电厂安全分析证明是适宜的。3.2执行装置actuatedequipment用以完成一个或多个安全任务的原动机和被驱动设备的组合。注：原动机的例子是汽轮机、电动机和电磁线圈。被驱动设备的例子是控制棒、泵和阀门。3.3驱动器actuationdevice
直接控制执行装置动作能源的设备，例如对电源的配置和使用进行控制的断路器和继电器及控制液体或气体流的阀门。
3.4行政管理administrative controls规定、命令、指示、程序、政策、习惯做法和指定的权利与职责。3.5辅助支持设施auxiliarysupportingfeatures为安全系统完成其安全功能提供服务(如冷却，润滑和动力)的系统或部件。3.6安全级（1E级）safetyclass是反应堆或核电厂电气设备和系统的一安全级别，这些设备和系统是完成反应堆紧急停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳和反应堆排出热量所必需的，或者是防止放射性物质向环境大量排放所必需的。
3.7设计基准事件designbasisevents为确定系统和构筑物的性能要求，在设计中所采用的假想事件。3.8可探测故障detectablefailures可以通过定期检验发现或通过报警及异常指示揭示的故障。在通道级、序列级或系统级测出的部件故障都是可探测故障。
注：可证实但不可探测的故障是用分析来证实的故障，这类故障不能通过定期检验来发现，也不能通过报警或异常指示事揭示。
3.9序列division
某一给定系统或设备组的名称，它们与其他亢余设备组在实体、电气和功能上保持独立。3.10专设安全设施engineered safetyfeatures为限制或缓解反应堆事故后果而专门设置的安全系统，包括安全壳隔离系统、应急堆芯冷却系统、安全壳喷淋系统和安全壳氢气控制系统等。3.11 执行设施 execute features接到来自监测指令设施的信号后执行与安全功能直接或间接有关的某一功能的电气和机械设备及其连接部件。执行设施的范围从监测指令设施输出端起到(并且包括)执行装置与过程的耦合处为止。3.12隔离装置isolatingdevice
能防止电路中某一部分失常导致该电路其余部分或其他电路产生不可接受的影响的装置。3.13负载组loadgroup
一个序列内由一个公共电源供电的母线、变压器、开关设备和负载的组合。2
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3.14优先电源preferredpowersupply在事故和事故后工况下，从输电系统优先给安全级电力系统供电的电源。3.15保护动作protectiveaction使某个特定的安全驱动器动作的保护系统动作。3.16安全级构筑物safetyclassstructures为保护安全级设备免受设计基准事件影响而设计的构筑物。3.17安全组safetygroup
完成某一特定假设始发事件条件下所必需的全部动作的设备组合，其使命是防止该事件的后果超过设计基准规定的限值。
3.18监测指令设施senseandcommandfeatures用以产生与安全功能直接或间接有关的信号的电气和机械设备及其连接部件。它的范围从被测过程变量起到执行设施输入端为止。3.19备用电源standbypowersupply当优先电源不能使用时，用于供应电力的电源。3.20机组unit
一个核蒸汽供应系统及其有关的汽轮发电机组、辅助设备和专设安全设施。4主要设计准则
4.1总则
安全级电力系统应设计成能保证设计基准事件不会引起：a）一些专设安全设施、监视设备或保护系统设备失电而导致不能执行要求的安全功能；b）能产生反应堆功率瞬变的设备失电，这种功率瞬变能导致燃料包壳或反应堆冷却剂压力边界严重损坏。
4.2安全系统与安全级电力系统之间的关系安全级电力系统中为安全系统执行其安全功能服务的部分应满足核电厂安全系统的要求。在安全级电力系统内无直接安全功能而只是为了增加安全级电力系统的可用性和可靠性而设置的其他部件、设备和系统，应满足安全系统的某些要求，以保证这些部件、设备和系统不使安全级电力系统的性能降低到可接受的水平之下。这些部件、设备和系统不一定要满足GB13284规定的一些准则，例如运行旁通、维修旁通和旁通指示，但应进行分析以保证，当使用这些部件、设备和系统时，任何操作或故障的后果均是安全级电力系统可接受的。提供某种保护动作（例如安全壳完整性保护）或提供隔离保护所要求的部件、设备和系统应满足GB13284的全部要求。
图2表示了典型的安全功能和安全级电力系统之间的关系。图3表示了安全级电力系统及其部件。表1本标准适用的系统中包括的物项基本单元
部件和配电设备
动力源
备用发电机
蓄电池组
变压器
开关柜
蓄电池充电器
逆变器
执行设施
监测指令设施
基本单元
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表1(完）
驱动器
执行装置
仪表、控制和电气保护器件（与电源和配电设备有关的）
断路器
控制器
控制继电器
控制开关
控制阀
电动机
电磁线圈
加热器
监视指示器
电流互感器
电压互感器
传感器
保护继电器
频率继电器
微处理器
开关站和输电系统(不展本标准范围）发电机
发电机
分断装置
发电机组
备用发电机
LIALIA
蓄电池
蓄电池
充电器
备用发电机
蓄电池
注：L1A和L1B一穴余负载，L1Aa和L1Ad—L1A的附属设备，L1Ba和L1Bd-LIB的附属设备a一交流负载;d-直流负载。
图1具有两个100%容量序列的单机组安全级电力系统的例子典型的安全功能
序列“A”
可运行
与序列B相同
安全组A
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事故后
热量排出
序列“B\
可运行
再循环喷淋
系统可运行
仪表逻辑
电路可运行
仪表和控制
交流电力
系统可运行
重要电源
可运行
交流电力
系统可运行
安全壳喷淋
系统可运行
直流电力
系统可运行
重要厂用水
可运行
安全组B
安全系统
注：每个序列由一个100%容量的系统组成，所以每个安全组只需一个序列即可完成安全功能。图2典型的安全功能
属本标准范围
非安全级系统
至厂外电力
一优先电源！
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备用发电机
备用电源
监测指令设施
监测指令设施
执行设施的驱动器(典型的)一
非安全系统负载
逆变器
至执行负载
至执行负载
蓄电池
充电器
原动机
交流电源母线
监测指令设施
过程变量，
被驱动设备
至其他负载
执行设施的执行装置(典型的)
至监测指令负载
蓄电池
至其他负载
交流仪表和控制母线
至监测指令负载
图3说明安全级电力系统一个序列的简化电气单线图4.3设计基准事件的影响
至其他负载
为机组确定的设计基准事件应指出能对安全级电力系统产生有害影响的假设事件。应规定那些事件的严重性和预计的结果。当受到任何设计基准事件的影响时，所要求的安全级电力系统应能执行其功能。
设计基准
应对每一座核电厂的安全级电力系统规定一个特定的设计基准，至少包括：a）要求安全级电力系统运行的工况；b）安全级电力系统运行的驱动信号；c）接至安全级母线和备用电源的负载清单；d）安全级电源的启动顺序和带负载的时间曲线：e）当受到上条所述顺序的事件的作用时，适用于备用发电机及其原动机的时间、电压、速度和其他限值；
f）能在实体上损坏安全级电力系统或导致系统性能降低而为此必须要采取措施的失常、事故、环境条件和运行方式（见表2）；
g）在设备必须工作的正常、异常和事故工况期间能量供应和环境（例如电压、频率、湿度、温度、压力和振动等)的允许瞬态变化范围和稳态值范围；
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