【国家标准(GB)】 核反应堆仪表准则 第2部分:压水堆

UDC621.039.564
中华人民共和国国家标准
GB 12789. 2 --9 1
核反应堆仪表准则
第二部分：压水堆
Crteria for nuclear reactorinstrumentationPart 2: pressurized water Feactors1991-04-11发布
1991-12-01实施
国家技术蓝督局发布
中华人民共和国国家标准
核反应堆表准则
第一部分乐水堆
Criteria for ouclear reaciot instrumemtationFart 2:pressutized water reactorsCB 12789.291
本标准等效采用国际标筛[EC23/D(1S75)对2311967)出版物校应应增仪表-般源叫的第用效补究正求堆仪表原测。
本标推尺在退12789.1一91.载反成堆仪表第一部分，一般原则的，站金床水堆低体情说补充提出有关压水推仪素的榜准，文中条款的编号与GB12789.1有关录款一致，但有凡点说明，a
本标准中所缺少的条款，就尽GB1278.1中对座的通用系款，对压水堆而言可以直要采用b本标准中所列的：条款，是对压水准仪表的，用以取代GB12789.1中对应的条款；<。本标准中月，号作标记的策款，是对（月12789.：对应条款所作的补允：或是加价条款.1主颤内容与造用范围
本标循规定了压求难收表及其应用的一般原，，关于核电厂《片求堆净故监测仅表的完要求，导有标准规定，
本梯准道用于压水堆（PWRJ假表，玉水准具·有以下特点：加压轻冰冷却剂作为慢化剂，井呈在反应推压力容器内不发生明显的带腾。驱动汽轮机的森汽在兼汽发生器中产生：
b：燃料租一达冷部刺被包穿在一个高度常整的壳体（一国路冷邮剂压方边界）内，这光体通常文被包容在一个高完整的安金完结构内：.固体两瓷燃料过装在金城包壳内d，燃料、慢化剂、反射层的儿何形状固定：，谨道远距离张动的机构移动准芯按制部件，实现反应性的操件控制：1.有时应用固定安的中子吸收材料和（或)缓慢改安等解于慢化剂中中子吸收材料的该度来实现辅助的反应也操作控制。
2引用标准
6B12789.1核应应堆仪表准则第部分一股原则GB4083核反应准保护系统安全准3总的真求
3.4燃料包范益度报作地重要的参数，它不危克赖测整的，而是根据测些一改冷却剂系统的温度，压疗和疏量以及产型率的人小和空间分布案推新的。根据核测盘.热工测量以及那些冷证合造的制分布型式与功率水平和其他反应堆状态保持国家技术监督扇1991-04-11批准1991-12-01实
GB 12789.2—91
致的测，来证明产生功率和功率密度的空间分布是在容许的极限之内。表明产生功率和需求功率之间存在明显不平衡的测量值可以用来提供辅助保护功能，这些测值包括一次系统玲却剂体积增大和缩小，这通常是从稳压器液位测量推断的。此外，导致反应堆产生功率和需求功率不平衡的那些工况也可以测量出来并且用来作为辅助保护功能。这些工况可以包括汽轮机停机和热耕丧失（可用蒸汽发生器低水位或低给水流量来表示）。依靠安全阀动作和（或）反应堆功率降低来防止一回路冷却剂压力边界超压。超过补水系统能力的一回路冷却剂压力边界破裂会导致一次冷却剂系统压力降低，稳压器水位降低以及安全壳压力升高。安全壳屏障用来承受由于堆主包壳被裂而引起的压力、温度等作用，安全壳必须设置能启动保护系统的仪表装肾。以便在事故后保证安全壳的完整性。尽管屏障完整性的直接测量通常是不能实现的，但是必须测量出表明以下工况的过程参数：。使三个屏障（燃料包壳、一回路冷却剂压力边界、安全壳)之应力过大的丁况：b，如果不减缓就会引起三屏障之·的应力过大的工说。正确选择与这两种工况有关的测最参数，在大多数异常情况下应有可能为防止不可控的放射性释放的实体屏障提供基本的和辅的保护功能。3.5由控制系统完成的大多数功能在很多情说下要求以同样的准确度和呵成速度等测最保护系统所使用的相同的过程参数。把某个特定参数的测点数目减到最少，可以减少与实际安装测量部件有关的很多问题（倒如，得到最佳测位，提供支撑结构和保证防正有害的环境因素】。在不违背保护系统要求的场合下，建设再控制功能和保拍功能两者便用相同的完余的过程测量，当这样作时，应当说明技术和安全方面的理由，同时设计应当体现本标准7.3条的规定。3.6，为证明压水堆初次运行期间系统安全运行的性能指标得以满足，必须采取适当的措施，为此目的，可能需要临时或永久地安装附加设备。3.7”对于控制和保护不可缺少而又没有安装备件的那些探测器，应当安装成无需移动堆芯就能进行更换。
4中子注量率测量
4.1.2″4.1.4°为了反应堆安全运行，要求在很宽的最程内知道中子注量率（或裂变率),如果使用一个以上测嫩装置来覆盖整个中子注量运行范围，送到保护系统的信号必须由表示正在运行的反应堆注量率水平的那些测甚装置来提供。在下一组运行范画更高的测量装置给出运行指示之前，应当采取措施，防止保护功能过早地切换到下一组测量装置上，除了测量中子注量率外，在低功率区段（所产生的热功率水平不能被察觉)时，希望指示中子注量率的变化率（反应堆时间带数)。4.2.1在玉水堆中，可以安装一些测量功率区段内中了注量率的探测器，以便获得堆芯轴向高度或整个堆芯体积的中子注量率平均读数。根据保护和控制系统的设计要求，可以用其有效长度近似等于整个堆芯高康的堆外探器，惑用分布在堆恐内的探测器，4.2.3＇在源区段使用的低注量率操测器，当反应堆运行超过这些探测器的有效范画时，可以使它们不工作。对于某些类型的探测器，只要较高注量率水苹的测盘装置有指示，而且保护功能已经切筷到那些测量装置上以后，可以用切断高压使探测器不工作，这样可以延长探测器的有效寿命而不需要它们移位。
4.4.1.1可以通过测量探测器信号的统计涨落来监测中子注量率。这种方法称为方差法或均方法。4.4.2线性电流测量装置
在大型压水堆中，反应堆压力容器附近的堆外中子敏感探测器主要探测其附近区域的热中子，这些热中子是由堆芯外区产生的快中子化而戒。中子探测器的电流与总的产生功率之间的关系会由于一些可能不与总功率成正比的效应而改变，例如控制摔位置变化、冷却剂温度变化及氙空间分布的变化。如果不提供某些补偿措施，那么在刻度时这些变化源必须考虑为测量装置仪表误差的一部分。2
GB127:9.2-91
探趣器电流测就的精确度必须符合保护功能的要求，此外由于燃耗和探测器性性随问念化子探测器电流和总的产生功率之间的关系也变化，为了补偿这个效应，要求定期重新调整核璨测器测装置。
4.4.3.2在业水堆中，以对数电流测盘装置的球率水保扩到准追常是以为2应摊中间动事区设提需保扩，固可以不需要周期或自动逆求保护动作，然百，可以测量调期或启动违率，并且显示给操晨带助假估计例控制棉或留法度改变引起反成性变你的影响。4.7媒心外探测器可以用率估让超过充许极限的堆芯功率分的高变，并且提供反应堆保护动作导，或者根据功率分布畸变的不利影响的程度来降低英个其他保护功能的渠护定值以设准芯注量率监测案统以便估计堆芯内中子注量率的分布，前日充产史精确的古计详细的功收处布。这种率境可由龄出连续绒借号的图定式探测鼎组成，或虫仪在岸动后才给读数的目描系统放。这种系统也用来用谢获得反应堆册大输出和促进有效的然料管理：5温变测显
5.1在压术地中+冷部剂和慢化剂尽研一射流休，而反皮堆控制系统的丰要目的质维持冷却查度写反能准功求水平为给定的涵数关系，5.3燃料元件温度测基
妇本标难3.4条中指出的那样，在止水辅中胶入直换测盘燃料元件益度。5.5冷剂温到量
5.5.2反应准入和出11的冷知测度压水堆人口与出口的温度测些是供控制和保护二者使用的，当应堆玉力客器出营内和举汽发生器出口替内出现猛度分县现象时，应当来取适当措施，把这种分层的彩响减到总小，采获再温度测量，为了做到这点，应当弃一次玲却剂系统主集下得处划盘应应增出力察器人口温度，内为要副得压力容婴出口的空间平尚润度可能是不切实弥药，因此温度探测器的数量和位置应当使待理芯率分布短期变化的影响减到最小。
冷即剂系统的测量可以用来摄供超功和（成超温热保护，如果温度重值的充许极限是反成堆动率分准类参数的效，理么就应当报据那些代衣功车分布略变的信号变白动降低保护动作整定值。群这个保护动作亲值当以抽期的最大功本分布时变作为依据后者后与堆芯控别举件的运行限制和功率分布监测的力相符合的。5.5.3燃料通道出口冷却剂温度wwW.bzxz.Net
详多压水准堆芯议有被此陷开的燃料组件外套，在这种情配下，妇果测主出口温度，没有必美所有燃料逐逆都安装议表，应当选择出口温度测点的数目和位直以便给出整个反应堆税司温度处布有代表性的取择值
在现务直接校准堆芯湿度深测露通带是不行的，燃而可用下述方法光成间接的校准，在急热运行条件下，把这些温度探测器的指示与一次冷却剂温度探测器的指示相比较，以及在反应堆处于或接近满边率时与中或通盈监划案统产生的雄芯功率分布测盘相比墩。6专却刻测量
E.2玲却荒量
在每一条环路都值定体积流基系的多环路压水性中，要在所有可售的坏路运行工况的整个乾国内作刻精确的流量测盘尽不切实际的，在这种情况下，为了据供保护变量可以测些道头两侧或蒸汽发生器两端的压降，成测量系速（如果包括随声阅则应有适当的措施）·并且在正水堆启动期间可以用其他存法来估计设计的薪其条件已满定，如果反度排没有截全需冷却剂环格运行时，考感到降低了的冷却剂流且必训整保护系统的整定GR12789.2.9
值，刻果这种运行方式是不经常的，而且在维修工作完成，再新启动不一作的环部之前核作为有条件的暂时运行方式，那么可以在严格的管理益替下于动调整保扩动作整定值，里新房动一冬不工作的环降必测用心兼给出的原则作指导，
如果控制系统设计成为当关去一杀玲却剂女路时白动降低反成堆均率，那之保扩动作整定值的降低也必研是自动的。
6-6冷却剂纯度
次冷却剂的化学蓝制尽非常重要的·必家提识连续间断监次冷却河中化学部那剂利杂质的措施。
6.8：按应性控制
改变可资性千吸收材料的装度冷却剂温度是控制反应性的函要手段：必须逆续战间断监测达两个参效，这择别适用于反应堆紧急夺单之后紧按举的工说。在某些投计中，没仅引入控制摔的反座性可不足以维持在荣些事故状态下去全停堆，可能需要一种社入支应性幸物的挣施。由下冷却剂温度和玲中剂了吸收材料法度的变化会能有雄芯慢化和中吸收特性必流提供锁以防止冷水或不舍变物的水突燃选人堆芯，了保护票统
退GB4053对于压水堆的特殊带闪，特作如下补充。了.1安全停堆系统
下面给出乳型参效表，如果这些参数望过预定被限，就可以月来房动安全停堆系统试作，如集其币邮个参数对特定的法术堆十适用，可以把它删尖，如兼需要其他的参效来满足识护系统的功能则必须担它们加上，
领区良中间区民称助率闵融中子注量率过高：h。启动速率逆高利(或>周期过短举裕
次降却剂玉力低
一次冷却剂压力高
老压器水位过高；
一次冷却剂流量娠！
一登动求票的出确正常：
水地底
燕汽发生器水位低；
汽轮机-发电机停机架护
1.手欧安全停堆。
此外，在某些设计中，例如成急堆芯冷却，安企竞陷离和空全完冷却等共传安全动作的启动也会创安全停堆推系统动作。
注：行热超量深护动作可以用来防止炼需污度讲器或馆离的核询质以及防上置动不密度：21在只备足够的英光择放能力或快惠件的率的电厂中，可以不需要汽轮殖-发互机停机保护这个参效。7.2.专设安会设施
在车故期间或事故之后，心设安金设施必乘运行，以限制事故的后果，必练报船避当的紧急停库系统准则来设计专设安全设施所录的仪表、控制转罩和度急动力源，应急动力源对各种专设专全设施部是重要的，但是本标准中不考总应稳动力系统的设计，下面是压水堆效计和烤造中已经求州并且必须考断的几种其型专设安全设施一表。7.2.1安全尧隔声系统
由于下列条件应尚施发安全充弱离：n。应怎堆芯将却肩动：
b。安全竞冷却房动，
7.2.2应急增芯冷却系统
CB 12789.291
于下列一冲或凡种条件+应成急堆芯冷却系统动作：n：安全范气压过商（典型值为高出安全莞设计压力1%一然》，b稳压器压力低和稳压器水笠低间时出现，c。上回路止力过既，
7.2.3安全光玲系统
放当接启动急堆心冷却统的同样策件心动安全范应急通风冷装管，应当谐助于姿全充压力过高（典型值为出安全壳设计压力%）齐启动安全壳质琳系统。7.2.4慈亢发生器插助给水系统
白丁下列种或儿种条件，应启动轨射给水系统：2.蒸汽发生低水他：
b、给水泵故障或损坏：
心堆芯应急冷划象统启动。
7.3保护变量的谢量
当用十保节录统的被测变既也为控制系统性两时，由2.6亲所述的回，在这计中必须采吸推施，以防止保护动准受到任何形式的影响：这些措施应当包括保护系统通道与控制系统设备间违行气限离的手段，以及处调保护中非安全故障（再羊个事件或慎因道成的单故摩或多重故摩）的手段，这拌的故薛还会引趣要求进行反啦堆保护的动作。其他措随逆可包结附加的穴余通过和测量的多样性。附加说明：
本标准由中国核工业总公司提出。本标准密国家彬安全局事查并教可举标准由出肖禁工些总公司第一研究设托院负声起案，产标准主要趣其人扬快、超善德的
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