【国家标准(GB)】 核反应堆仪表准则 第四部分:液态金属冷却快堆

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中华人民共和国国家标准
GB/T 12789.4 94
核反应堆仪表准则
第四部分：液态金属冷却快堆
Criterig for nuclear reactor instrumentationPart four,Liguid-metal cooted fast reactors1994-12-07发布
国家技术鉴督局
1995-05-01实施
中华人民共和国国家标准
核反应堆仪表准则
第四部分：液态金属冷却快堆
Crllerig for mucleur rcwctur instrmaenlnllonPart four:dlquid-metal conted fast reuetursGE/r12789.4—94
车标编等效柔内国标轿准[EC231G1977J对231（1957)出短物核反应堆仪表的一般原则的第·七次补充：商态金码冷却快摊收表的一般原则3。本标溅是在GB12789.1一91移反虚准仪表准则第一部分：一般原用的基础上结合减态金同冷却快性（以下尚杯供堆)具体悔况补充提出的有关快准仪装的标准。本标滤中涤菱的编号与GB2789.1“-91有关素款-致，但有几点说明：，本标推中未的杀款，就是GB12789.1一91中对的通用条款.对液态金屑冷却快理来说可欧自接来用
1.本标准守所列的条款、是计对快推仪表的，用以取代GB12789.191中相应的条款，c。率标准中用+号标记然条款，是对月12739.1一1相应条款的补充，成是消的亲款。1主题内容与适用范酮
本标准作为GB12789.1一31核反应雁仪表准则第一部分：一般原则3的补充，规定了快堆仪表度共应用的一般原照。
本标准透用于一次冷却剂是钠纳-钾会金的滤态金风冷却快堆及其他在雄上这此液态金作将却剂的同隙系统。
本标准本延圳于不用液态命属做冷都剂的画路系统。2引用标准
GB40S3移友应堆保护系统安全准测GR12789.1核反率堆义表准则算一部分；一般原则3总的署求
3.6必须设有适当菊收表，以便在发应增者次运行之前和首次运行期间证明泛应堆和必表系统的性能满处安企运行的要实，为此可能德要临时地或永久地安装一些附划设备，3.7对控制和保护至关查要的择测器的安製方式应该考添反应堆处丁运行状况下容许更缺，果探测墅的布皆在反应运行期间或反应堆运行之后不可能立即进行修理或更换，那么应提供安表好的整件，并把这些探测器载接到容易接近的地力，4中学注量车量
4.1-般则
4.7.3”应该考库冷却剂敢射性活度对操器输出信号的影吨。回聚拉术监情局1994-12-07批准1995-05-01实瓶
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4.1.5°太起分燃料在深燃耗伯况下运行的左应堆舍有大其的直同位素,这些同位求会发生自发裂变或其他产生中了的反应，当从中于注风率的测早结果来导出停唯反应性裕量时，厅该考虑到由于这些间位素的产生村装料操作所造放的停堆时子注基率的变化4.2中子探测器.
4.2.2：对于消定够中子泄的小型反应堆，利用安装在泛应唯弃器外部的操浏器可以满足培功率的满量要求，然而于妞芯尺寸大减其他原因，可能需要在堆心单安装儿于探刷器以便准确显示局都功率和总功率。为此可能需要把几个操测器来的信号组合在一个系统黑，以便对反应椎的总功率进行适当测：质。也可能需要使用推芯探圆器来还续监建骨常、稳态时的中子注盘率，由于整别样移动或冷却剂节流所引起的解时中注率变化，以提供保护动能。4.2.4.1*应雄运行划间，中子操测器信号和总功率之川药关系会发生变化：为补偿这种效应，可对中子注基求测最装鼠进行定谢的重新刻准。4.2.5*用于安金日的的中子探测器，当要把百冷邦到所处环境盘度以下，必须考黑到择测器冷却系统的故降，其后采应是可接受的，并应报著。4.4中子往量率测实表
4.4.1.2d可道过测量探阅器信的涨落来蓝测中了注量率。这性方法称为“方差法或均方法\4.4.2.1可连过自动调整装登来控制保护动作醛定值，这可避免样拟风的经离下预。在这种力法里，在现有的注量率水平和保护动作整定值之保搏项先选定的裕度，如果注量率水的变比率超过容许的速率，部公裕度减小，直到发生供护动作。邀里提供广一种随答反碳堆功水平的变化而自动改变度的手段，
送的蒙登必须包括：
。设置有效的上限，过蛇大限，保动作整定值不能户动调整，b.过举度保护动作
4.4.4＇腻吨计数装置或等效低功率测装站在些正常停堆时有根控制样仍被提起的反应中，应使用解均率测母装函来给出伴准动诈保节
4.4.5开整测或装监
在由许多加的脏机事件组放的信号单，方差正比1事件的数目，因此正比于中子注盘率。用转殊装暨米放大深测器信号的班落都分，并求其均方值或滞落的平均幅值的平方。输出可以是线性的，线性带程切换的或对数的。使用盘程的下限学探测器员敏度和偿噪比限制，上限是探测器饱和度的函数并扩展到功车程，
在使用方若法时应该将别注责制单装置的时可常带数村位4.4.6脉冲计数和方差的组台装置通带从裂变室得到信号。中子社基举的差信号的有效下限大大低于裂变室的脉冲计数存效量程的.上限。
白于这种重叠，有时性用宽量程中子注基率洲量装受，这种装置和用从同裂变室求的脉冲计数和方差两种信号。这种类型的宽量强测册装宣可以设计成续生出或对数赖出，后者通常兼有周期范母。当使用这种宽量程对数功率通过时，可取代分离式对致电流测量装置和脉冲计教装置。当利用交流转术方法（脉冲计数和方差》洲量对教中坐母率时·实网上全高量程范围内可利用电离室电流的直流分盘来制母裁性功率（见4.4.2.1).果种线将电流信号用于反应准保护功能，则装暨必须滴足反应堆保护用的中子注量率测量装受的全都要求，4.4.7停堆及应性测单
对停堆反应性可以深用定期测受的方法，但必须考虑到测世的不确定性，在换料和堆芯部件其它据作期间，必谢据供足转的于段来确定反应性低于安企限值。2
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这种情况下，决定测量频度的准则必须虐，在测量间中波有十么危险的机概操作，而这种拨会使反应性余盘减小纠被议为危及金的程度，没有单一的方法脂够测量所有的停矩深度，为此根据它们的使用范围应考患采用下方法：百到想比频率的保声分析
谢制反应性（例如吸收摔板粘）h.
逆中子动力学，
极性谱的相关性
深谢制未经照射的堆芯
非对称源（术经顾特的谁芯）。f.
4.7-中子注量率分存测基
可通过对堆芯中了注画宰的监测来估计堆心内部中于生最率的分布，并容许较准确电估计详细的动率分布，这也陷促进燃料有救管理，以便堆芯达到展大的抽出功章和般长的寿的。5温变测量
5.1.2°已安装的备对蓝度谢量器件应用电凝把其输出引到一个可以接近的地方，5.2措照对谥度阴或准确追的影响：热电满电势创量系统不应受电离辐料所引进的在堆心热电偶上过受电荷积累的影啦：5.5冷却剂混度测
5.5.3.1°除7用于保护目的的冷却剂温质测量之外，还可以利用热时间账数小的竭度收感元件案定冷却剂温度的动以责供进一步的保的。5.5.3.2'为「使替道出口冷却剂竭度更有效的用十保护，还需要考患冷却剂的流动状热.对卡传跨时间.热穿量和相对燃料适道出几的位查应给于特别注意。5.9汉应器温
在反应雄容器温度变化期间，应盐测皮堆容器壁面度，内为此时可能超过声盐度变化率所确定的应力极限！或嗮变极限，
6 冷却剂测量
6.1：在测望系统小使用的与冷却剂接触的所有材料必须在化学上和物理主与冷却剂固路内的全部条件和村精容。应考虑别与冷却帮外接触的影呢，6.2冷却剂流垫
6.2.3微料组件冷帮剂疏.
为了章掘维芯性能，可对髂料组作冷却剂疏量进行消量。可利用5.5.3.1等所描述的方送来探测整料组件冷却剂流量的异带。
6-5跨却剂世漏
65.1液态金属泄漏潮大气中
由十冷却剂有易燃性，毒性和效射性，因此必渐拯测冷都剂的泄漏并确定泄覆郝位，要别注意可能捌告反应堆安全系统和重要系统的部件或可能法及人安全的都位，6.5.2水或燕汽泄漏到液态金属中必测设暨探测水或蒸险漏到液案金属中的设备，这种设备应具有合适的灵敏度和时间响应，可以使用下死方法，
测盘液态金展中的氢法度；
b.测垫置益气体中的氢做度：
融量减态金中的量装电
测量液蕊金属流量变化：
营潜处声发耐！
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题带气体更或流变金属系纯内压力的销证6.6冷却剂绘度
为了整制效车剂纯度，缺出堆芯和园路部性的也能退化，可能需要在钱或取样测量下列质的液度：
c，数
d.不整性微整：
比外，基于降却剂的物现性质随可陷性杂浓度变化的技水可以册求恰出杂质水平的总的指示。6.了稳却剂的放前性危烤
应该监测冷却剂放射性活康，以便指示出整变产物利效射性腐蚀产物相过止常值的水平。例如，可利用燃料组件冷单剂出口取样系统，新的或较高水平的裂变产物的存左能够表明燃料包壳破摄，例如，可以便用繁发中子探调法或气体流降法。这些测蛋可以始保护系统据供信号，在这种情沉下.这些系统及其行置应接照保护系统标准逆行设计，
6.8-冷却例沸腾
探源堆微内带感的低何没备必有足够效意的探测器，以便探操出任何燃料组件处所产生的神腾。6.9*爱益气体紊统
6.9.1避盖气体纯
冷却剂程盖气体系统是冷却剂系蜓界的部分，如果适用可以通让连续探测气体内成分的变化，非进行气体分析，以俩指示出益气系统是咨正常可以时气体识别法来探测非裂变气体从加标志的燃料组件处的泄漏，6.9.2覆兼气伴的敢新性尚
覆誉气体系统应有探测裂变产物超过正常水平的设备。应该考感本底辐时（例如：由\A.和\N：产生的)影响。
7保护系统
7.7必效符合GB4083的规跨，
7.2保护系统内部的功龄
7.2.1°紧息体准系统
最热前对于销冷快堆还不可能有个完样的选拆券数的亦法，但点对一个特定的反应堆，应考出下列项目
严均中疗注量率高和低：
冷剂滋饮高和低
芯出口冷却剂泥岛效波动人：
堆芯冷中剂流量低：
燃料组件出口冷却制温度高
炫料望件冷虹剂流母低：
反应难冷期别系转速低，
咨却剂梯腾：
启动时中子注量最率变化率高：中子性基率返动大：
安全充内放射性活迎：
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垣芯山口冷剂温唐变化举高：
地震强度高：
险均剂的裂变产物丧射性括度高或增长高（包括发中了监测方法）反应推冷却，象断电1
关卡足够的指热能』，包据电求的丧失或战少：钳嫩烧
专设安全设施动作。
7.2.2*专设安全设施
在事放发生期间或发生之后，专设安企设脂必须起作用，以限制或缓解事故后果.专设安全设施,控制装些、仪求和应急电源等者必须按服相应的安全停难系统准灿进行设计，专安会设必领市应急数力源，成急效品的没计不则本标柜，在快堆设计中必渐考感下列专设安全设施。7.7.2.1安全壳随离款启动
当安全壳内放射性活度高于限定值时，必须良动启动安全充随离。必缺劳患到导致安全索内故射释放的其偿工况。
7.2.2.2*堆芯辅期冷却系象（应急堆芯冷却系究)的启动利运行准芯辅冷却系统（应念堆芯冷却系统）可以自动自动或与动肩动.这取决于对事故工况的估计和冷却剂自然循环的凿力，
11：反应推控制
11.1：控制特性
快雄可以用增芯出口冷却剂的度作为主挖参抗。能期控制垒数可以是：堆芯入口冷却剂温座：
举却剂流量或泵的转离（一巨路和二国路)；b.
d.发电机功率需求
燕汽温度或压力，
必氮控制这参数变比的容许连率和限值，以便限制由丁正常运行或两计的反应堆装配散障引起的热冲击和齿环应小癌劳对反应堆装查征何部件的泄坏。11.2控制样位登和移动的指示
控制定军必频尿示出控制棒的位留及移动情况，使操凯员能明确了耕控制样的分布式，每驱控制带（或机概上联结在一起的控制释组)的位受应该连续地或按操拟贯要求据供给操纵员，述要提供记示和惠正接位我难的手段，
可以用在线计弹机来链供所要求的位盘显承和数括记录，当移动任何一根控制样（或棒组)时，相等的控制撑位官也可以显示，
挖制样的任何异营移动都应给出报需信号。附加说明，
本标准由中国核工业总公司提出。CB/T 12789.494
率标隆由中国原能科学研究院负贵起革，本标准主要起草人刘国发、周世章、盖凡银。
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