【国家标准(GB)】 监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求 第2部分：冷停堆期间监测仪表的要求

ICS 27. 120
中华人民共和国国家标准
GB/T13632.2--2006
监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求第2部分：冷停堆期间监测仪表的要求Measurements for monitoring adequate cooling within the coreof pressurized light water reactors-Part 2: Instrumentation requirements during cold shutdown(IEC 62117:1999,Nuclear reactor instrumentation—Pressurized lightwater reactors(PWR)---Monitoring adequate cooling within the coreduring cold shutdown,MOD)
2006-03-02发布
中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局中国国家标准化管理委员会
2006-08-01实施
GB/T 13632.2—2006
规范性引用文件
3术语和定义
4运行状态
4.1概述
4.2冷停堆维修运行
4.3冷停堆换料运行
5测量方法
5.1概述
5.2RPV水位测量
5.3RPV出口管水位测量
5.4堆芯出口温度测量
仪表要求
一般要求
差压测量
温差传感器
超声波水位测量
温度传感器
数据处理
信息的提供
功能要求
人因考虑
验证和校准
在役试验和维护
质量合格鉴定
12文件资料·
1国量
电电电心
附录A（资料性附录）压水堆（PWR)冷停堆期间丧失堆芯冷却的事故附录B（资料性附录）核电厂运行状态意曲业典电量
本部分为GB/T13632《监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求》的第2部分GB/T 13632.2—2006
本部分修改采用IEC62117：1999《核反应堆仪表压水堆（PWR）监测冷停堆期间堆芯充分冷却要求》(英文版)。
本部分根据IEC62117：1999重新起草。考虑到我国核电厂的现状，在采用IEC62117：1999时，本部分做了少量技术性修改：删去“2规范性引用文件”中的IEC60050（393）：1996《国际电工词典（IEV）393章：核仪器仪a
表：物理现象和基本概念》；
b）删去第3章的缩写：ALARA（合理可行尽量低）、DBA（设计基准事故）、RCS（反应堆冷却剂系统）、RPV(反应堆压力容器）；删去5.1.2中有关沸水堆的内容（见IEC61343：1996《核反应堆仪表沸水堆（BWR）在反c）
应堆容器内监测堆芯充分冷却的要求》）d）将6.1.2、6.1.4和6.4.4中RPV出口管道水位测量应给出的“模拟显示”，改为“显示（模拟或数字式)”；
将6.2.1引用标准IEC60770-1：1999《工业过程控制系统用变换器第一部分：性能评价方e）
法》改为HAD102/14(1988)《核电厂安全有关仪表和控制系统》；第8章增加一条“8.2人因考虑”，增加“显示信息和仪表的设计详见EJ/T759.2。”；f）
g）第9章增加引用标准“EJ/T626—1992《核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求》”。
为便于使用，对于IFC62117:1999本部分还做了下列编辑性修改：a）将IEC62117的引言和“1范围和目的”中对标准的说明改为本部分的引言；b）删除IEC62117的前言；
c）将IEC62117引用的规范性文件（IEC标准和IAEA规定）改为对应的我国标准和法规。本部分符合HAF103《核动力广运行安全规定》（2004)第5.3.2条“.。必须对堆芯状况进行监测，必要时对装、换料大纲进行复查和修改。”的规定，满足HAD103/08《核电厂维修》（1993)的有关要求。
与本部分有关的标准是GB/T13632--1992《监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求》，该标准等同采用IEC60911：1987《监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求》（英文版），本部分是对GB/T13632一1992的第1次补充，说明冷停堆期间堆芯充分冷却的要求，考虑了冷停堆期间为了维修将反应堆压力容器内水位降低的工况下对仪表的具体要求，以保证堆芯充分冷却。这两个标准应结合使用以满足冷停堆期间堆芯充分冷却的要求。本部分的附录A和附录B是资料性附录。本部分由中国核工业集团公司提出。本部分由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。本部分起草单位：核工业标准化研究所。本部分主要起草人：牛祝年、张京长。1
GB/T13632.2--2006
IEC 6091l: 1987《 Measurements for monitoring adequate cooling within the core of pressurizedlightwaterreactors》规定了监测压水堆堆芯充分冷却的一般要求，但没有规定具体要求。各国在役压水堆核电厂在冷停堆期间已经发生的事故表明，现有的监测系统虽然符合IEC60911：1987的要求，但不能充分满足冷停堆期间的要求且易发生故障。因此国际电工委员会（IEC）制定了IEC60911：1987的补充标准IEC62117：1999《Nuclearreactorinstrumentation-pressurized light water reactors(PWR)-monitoring adequate cooling within the coreduringcold shutdown》。本部分修改采用IEC62117:1999作为GB/T13632—1992(idtIEC60911：1987)的第次补充，目的是在冷停堆期间为了维修将反应堆压力容器内水位降低的工况下，规定对仪表的具体要求以保证堆芯充分冷却。只要流过堆芯的冷却剂流量足以排出堆芯热量就能实现堆芯的充分冷却。冷停堆期间是使用余热排出系统(RHRS)强迫循环来提供堆芯冷却的。但在反应堆冷却剂温度低于100℃（212°F)的停堆工况下，为了维修将反应堆压力容器（RPV)内水位降低时强追循环可能停止，堆芯就有可能过热，此时用于堆芯冷却监测的仪表应起作用，本部分描述需要这些监测仪表起作用的情况，给出适用于下述情况的多样性原则、适宜的装置及其要求：a）运行工况；
b）安装；
操纵员显示器；
d）试验、校准和维修；
设备质量鉴定；
f）文件资料。
本部分也描述监测仪表在核电厂功率运行期间的典型应用。在超设计基事故工况期间，堆芯冷却监测的要求不属于本部分的范围。本部分附录A选择国外PWR上已经出现过的一些事件，说明水位测量不可靠可能导致冷却剂循环中断和堆芯过热，设计堆芯冷却监测仪表时应考这类工况。为了证实通过RPV的冷却剂温度和流量足以带走堆芯产生的热量，应向核电厂操纵员提供可靠的信息，这类信息包括从堆芯到余热排出系统(RHRS)循环冷却剂所用的RPV出口管道的水位监测、冷却剂温度和流量的监测。1范围
监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求第2部分：冷停堆期间监测仪表的要求本部分规定了冷停堆期间堆芯充分冷却监测仪表的要求。GB/T13632.2—2006
本部分适用于设计或改造配置类似于图1和图2所示的压水堆（以下简称PWR时堆芯冷却监测仪表的设计。
2规范性引用文件
下列文件中的条款通过本部分的引用而成为本部分的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包括勘误的内容）或修订版均不适用于本部分，然而，鼓励根据本部分达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本部分。GB/T7166核动力堆堆芯或堆主包壳内温度的测量特性和测试方法（GB/T7166—1987，eqVIEC60737:1982)
核电厂安全系统电气设备质量鉴定（GB/T12727-—2002，IEC60780：1998MOD）GB/T 12727
核电厂安全系统电气设备抗震鉴定（GB/T13625—1992，eqvIEC60980：1989）GB/T 13625#
GB/T13630核电厂控制室的设计（GB/T13630-—1992，eqvIEC60964：1989）GB/T13632监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求（GB/T13632-1992，idtIEC60911：1987）核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级GB/T 15474
EJ/T529用于核电厂安全重要系统数字计算机（eqvIEC60987：1989）核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求（eqvIEEE336一1991）EJ/T626
E/T 759, 1
核电厂控制室控制器和屏幕显示的应用第一部分控制器（IEC61227：1993，核电厂控制室控制器和屏幕显示的应用第二部分屏幕显示的应用（IEC61772：EJ/T 759.2
1995,MOD)
核电厂安全重要仪表和控制系统的供电要求（eqvIEC61225：1993）EJ/T 760#
EJ/T1058核电厂安全系统计算机软件（eqvIEC60880：1986）HAD102/14核电厂安全有关仪表和控制系统（IAEA安全导则50.SG-D8-1984）3术语和定义
下列术语和定义适用于本部分。3.1
冷却剂 coolant
排出堆芯热量所使用的水。
多样性diversity
为执行某一确定功能设置两个或多个多重的部件或系统，这些不同部件或系统具有不同属性，从而减少了共因故障的可能性。
GB/T 13632.2—2006
监测monitoring
为连续获取一个系统、子系统、设备或其组合状态的信息而采用的措施。3.4
压水堆pressurized water reactor(PWR)是核蒸汽供给系统的一类，反应堆冷却剂系统中加压的冷却剂通过堆芯加热，然后在蒸汽发生器里将热量传给二次侧产生蒸汽。
reactor pressure vessei(RPV)反应堆压力容器
承受一定运行压力的反应堆容器。3.6
反应堆安全壳reactor containment包容反应堆及有关系统并在反应堆事故工况下，防止不可接受量的放射性物质向环境释放的构筑物。安全壳是包容放射性物质的最后一道屏障，它还可以防止外部飞射物、爆炸等对反应堆的影响。3.7
（冷却剂）总装量减少的状态reduced inventory condition在特定维修操作期间反应堆压力容器内水位低于压力容器出口接管上沿（并根据安全要求考虑水位测量的容许不确定度）时的状态。3.8
余（多重性）redundancy
通过设置数量高于最低需要的单元或系统（相同的或不同的），以达到任一单元或系统的失效不至于引起所需总体安全功能丧失的措施。3.9
residual heat removal system(RHRS)余热排出系统
是压水堆(PWR)的辅助系统，用于在冷停堆期间从堆芯排出热量。3.10
单一故障准则 single failure criterion要求系统或设备组合在任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行其正常功能的设计准则。3.11
过冷水sub-cooled water
温度低于所处压力下饱和温度的水。3.12
过热燕汽superheated steam
温度高于所处压力下饱和温度的蒸汽。4运行状态
4.1概述
可以通过反应堆压力容器（以下简称RPV)循环的冷却剂温度、压力和流量变化的测量，间接测量堆芯热量的排出情况，以便监督冷停堆期间堆芯冷却的情况。对于所有运行模式，包括正常功率运行、运行瞬态、异常、热停堆和冷停堆在内，都要求堆芯充分冷却。附录B列举了核电厂的运行状态（POS)，适用于对低功率运行和停堆期间发生严重事故可能性的分析评价，分析也包括评估所考虑的电厂运行状态的持续时间。某些运行状态可能持续几个月。2
4.2冷停堆维修运行
GB/T 13632.2—2006
在冷停堆维修运行状态下，冷却剂的温度低于100℃，当反应堆足够次临界（即ker<0.99)时，RPV顶盖全部紧固螺栓都处于拉伸状态。堆芯余热通过余热排出系统带走，余热排出系统配置亢余设备以便将堆芯丧失冷却的概率减到最小。应急电源在丧失厂用电的事故中能保持余热排出系统有足够的流量以排出余热。
为了特定的维修操作（例如蒸汽发生器堵管或更换反应堆冷却剂泵密封），在考虑水位测量不确定度的允许误差以后，只要RPV内水位低于其出口接管上沿标高时就处于冷却剂总装量减少的状态。此时冷却剂总装量应保持RPV内的水位与出口水位一样或高于出口水位，这是将冷却剂循环到余热排出系统所必需的。
在冷却剂总装量减少的状态下，冷却剂总装量的意外增加可能导致过量的冷却剂通过反应堆压力边界的开口泄漏，从而可能产生人员沾污或设备污染。冷却剂总装量的意外减少可能导致余热排出系统循环中断和堆芯冷却中断，从而可能导致RPV内剩余的水沸腾。为了预防出现上述情况，需要可靠地测量冷却剂的总装量和温度。4.3冷停堆换料运行
在冷停堆换料运行状态下，当冷却剂的温度等于或低于60℃时，RPV的顶盖紧固螺栓有一个或多个没有完全拉伸，堆芯余热通过余热排出系统带走。在换料操作开始和结束时，冷却剂总装量减少，水位恰好低于要拆御的RPV的顶盖紧固螺栓所在的顶盖法兰，但高于冷却剂总装量减少状态下的水位。完余的余热排出系统设备和适用的应急电源将堆芯丧失冷却的概率减到最小。在拆御RPV顶盖紧固螺栓期间，冷却剂总装量的意外增加可能导致过量的冷却剂穿过RPV的法兰，从而导致人员沾污。为了警示操作人员，需要可靠测量冷却剂的总装量。5测量方法
5.1概述
为保证压水堆在冷停堆期间堆芯的充分冷却，应使流量足够的冷却剂通过堆芯，连续监测RPV内和出口管道的水位以及余热排出系统的温度和流量，以便判断堆芯冷却的充分程度。许多类型的监测装置都可用于监测水位、温度、压力和流量，但其适宜性主要取决于待测参数的具体要求。目前在役压水堆核电厂监测RPV内水位使用差压仪表或温差仪表这两种装置，且符合GB/T13632的规定。但在换料期间打开RPV顶盖时，这些仪表可能不可用。监测RPV出口管道水位使用差压仪表或超声波水位测量装置。目前在役压水堆核电厂监测堆芯出口温度的典型方法是使用堆芯出口热电偶（换料期间不可用）、安装在RPV出口管道内的温度传感器或安装在余热排出系统内的温度传感器。监测堆芯流量的典型方法是使用安装在余热排出系统内的差压仪表。如果未来开发的监测装置能满足特定的要求也可采用。5.2RPV水位测量
保证压水堆堆芯充分冷却需要足够的堆芯冷却水，因此RPV内的水位测量是反映堆芯冷却状态的一种重要途径。5.2.1和5.2.2给出在压水堆中验证过的两种方法。5.2.1差压测量
在RPV内外的水都处于同一系统总压力下时,RPV内的水位测量是基于探测其内、外部水的静压之差，正比于静压差的力施加在机电转换器上，如图3“R\所示的差压变送器，这个力由公式（1)确定：Ap = gd。h一gEdshr +dg(h-hr)]式中：
Ap—-传感器测量的差压；
d。—参考管(测量基准段)内水的密度；(1)
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h-—测量区间；
dRPV内水的密度；
hi——RPV内水位实际高度（如果存在气泡则是被扰动的水位）；d—RPV内蒸汽的密度；
—重力加速度。
对于冷停堆维修或换料运行，蒸汽和（或)空气的密度对△p的贡献可忽略不计，则公式（1)简化为：Ap gdoh - gdth
5.2.2温差测量
温差测量的原理是基于热量在水中的传输要比在停滞的蒸汽或空气中快，与具有恒定功率的发热元件装在一起的温度传感器，其指示的温度与发热元件周围蒸汽或空气的温度相比更接近其周围水的温度。再用一个用于测量外围环境温度的参考温度传感器，这两个温度传感器共同组成一个探测器，其测量的温差表示发热元件周围水的状态：温差小表示存在水或两相流，温差大表示存在蒸汽或空气，因此探测器能指示其所在标高处存在的是水还是蒸汽。在RPV上部腔室内不同标高处安装若干探测器可提供多处水位指示。这些传感器用套管封住，只在上下两端留有很小的开口，以便在所有流动情况下测量RPV上部水腔内受扰动的水位。由温度计或热电偶组成的探测器已用于压水堆（见GB/T13632），更多的温度测量信息见GB/T7166。5.3RPV出口管水位测量
在冷却剂总装量减少期间，RPV出口管道中水位的测量是反映堆芯冷却状态的一种重要途径。5.3.1和5.3.2给出目前在压水堆中使用的两种监测方法（差压法和超声波法）。考虑到在冷却剂总装量减少期间，在RPV内选定的标高处或出口管道中安装的温度传感器用于水位控制其准确度可能不够，因此不推荐使用。
5.3.1差压水位监测
正如5.2.1中RPV水位测量所述，在RPV出口管道中的水和该管道以外的水都处于同一系统总压力下时，RPV出口管道水位的测量是基于出口管内水的静压和该管道以外的水压之差，如图3“M”处所示的差压传感器。
5.3.2超声波水位蓝测
超声波传感器牢固地固定在RPV出口管道底部的外壁，只在冷停堆且冷却剂总装量减少期间使用，而在其他运行模式下可留在该处或拆走。超声波信号通过管壁和管道中的水向上传播，该信号的一部分经管道底部的内表面反射，当管道内充满水时管道顶部的内表面也反射该信号，当管道部分充水时由水面反射。通过测量发射信号和反射信号之间的时间差可确定管道内的水位。5.4堆芯出口温度测画
测量堆芯出口或出口下游冷却剂的温度能直接指示堆芯冷却是否充分，5.4.1～5.4.3给出目前采用的方法。
5.4.1堆芯出口热电偶测盈
GB/T13632给出正常运行和异常运行期间的堆芯出口温度监测系统（使用热电偶），可用于冷停堆维修运行期间监测堆芯冷却是否充分，但在冷停堆换料运行期间不适用。5.4.2RPV出口温度测量
对于运行温度下监测RPV出口管道冷却剂温度的传感器，如果水位测量证实在冷却剂总装量减少期间该传感器淹没在水中且余热排出系统实际处于循环状态下，在冷停堆维修运行期间或冷停堆换料运行期间就可使用该传感器监测堆芯冷却是否充分。5.4.3余热排出系统温度测量
在连接RPV出口管道和余热排出系统热交换器人口的余热排出系统管道中安装的温度传感器，如果其信号响应时间从堆芯出口到该传感器传输延迟后仍能满足监测要求，在冷停堆维修运行期间或4
冷停堆换料运行期间就可使用该传感器监测堆芯冷却是否充分。6仪表要求
6.1一般要求
GB/T13632.2—2006
在冷停堆期间监测堆芯冷却所用仪表的设计应考虑下列因素，尤其应注意在冷却剂总装量减少期间堆芯冷却的监测要求。
6.1.1安全分级
在包括冷却剂总装量减少状态在内的冷停堆期间，堆芯冷却监测系统通常不属于安全级，除非也用于执行其他安全功能。
应依据国家核安全监管部门批准的运行许可证的要求，确定堆芯冷却监测系统的安全级别。根据其安全级别，确定设计要求（例如允余度、多样性、隔离和电源）、特定的质量合格鉴定、质量保证、监督、维护和文件化要求应符合GB/T15474的相应规定，如果该系统属于安全级，应考虑6.1.2～6.1.4的要求。6.1.2准确度和响应时间
堆芯冷却监测系统的显示也用于冷停堆和应急规程，以保证运行安全、控制异常并从异常状态恢复到正常，因此显示的准确度和响应时间应满足规程的要求。例如在冷却剂总装量减少的工况下，RPV出口管道水位的测量应给出准确度和响应时间适宜的显示（模拟或数字式），以便预测由于水位下降和空气进人余热排出系统而导致余热排出系统流量的丧失。RPV内水位测量也应满足准确度要求（可采用模拟或数字显示）。
6.1.3可靠性
包括电源在内的堆芯冷却监测系统的设计，应保证该系统有足够的运行可靠性且满足相应的设计要求，例如适用于正常工况的设计要求和适用于地震情况的抗震要求。6．1.4单一故障准则
温度和水位的测量装置应有适宜的余度，以便在单一故障准则适用的情况下满足其要求。对于冷却剂总装量减少的工况至少应考虑：a）提供RPV出口管道水位的连续显示（模拟或数字式），由于余热排出系统人口接管处存在涡流现象，RPV出口管道水位的测量应代表余热排出系统人口处的状态；b）确保堆芯持续充分冷却的其他可用措施，以提供亢余的水位监测。对于冷停堆期间RPV内水位高于出口管道水位的情况，至少应提供两套相互独立的RPV水位的连续显示(模拟或数字式)。
对于冷停堆的所有工况，至少应提供两套相互独立的、代表堆芯出口状态的温度连续显示。穴余度的适用要求见GB/T15474，安全重要电源的适用要求见EJ/T760。6.2差压测量
6.2.1差压变送器
对于变送器的采购、安装和维护要求见HAD102/14。配置变送器应考虑最优化(ALARA)的原则。6.2.2差压测量参考管
差压测量参考管（差压测量基准段的设计及其在核电厂所有工况下的状态是影响水位测量准确度和可靠性的一个主要因素，理论上应保持其温度、高度和密度不变。在冷停堆期间，参考管不承受异常工况下可能的环境条件，因此能保持温度、高度和密度不变。持续运行后期参考管中水装量可能减少，水柱高度可能下降，此时应保证给参考管补充水。图3“4”处所示的参考管顶部的集气罐是减轻参考管总量损失影响的一种方法。如果能保证参考管始终是干的，并且通过共用的排气口或大气排气口保持其压力总是和被测水位上部的压力相同，可采用带干式参考管5
GB/T 13632:2—2006
的直接作用式传感器。
图1～图3表示作用方向可逆的水位传感器的例子，这些传感器配备充水的参考管。卸压后不可凝气体的释放可能影响某些水位测量的参考管的高度（例如：压水堆稳压器水位的参考管），但只有在仪表取样口与蒸汽和（或）气体正常排放区相连（设计上不连）时才会导致高压气体进入参考管,因此RPV水位测量一般不考虑这种情况。6.2.3差压测量取样口的位置
差压测量的取样口应尽可能靠近被测水位区间，以保证参考管和被测区间之间的压差只由水位引起。这一要求适用于RPV内水位和出口管道水位的测量，对于测量区间较小和允许误差较小的RPV出口管道水位测量就更为重要。当取样口不靠近被测区间时，参考管和被测区间之间的连接设计应考虑：a）上部取样口：参考管顶部和被测区间顶部之间的连接应保证不会由于连接通路内气体排出或连接管道内的集水产生压差；
b）下部取样口：参考管底部和被测区间底部之间的连接应保证不会由于连接通路内的动态过程（例如余热排出系统流量引起的进水丧失和水位波动）产生压差，或基准段与连接通路垂直段之间与密度有关的温差产生的压差（或在测量的不确定度分析中要考虑的压差）。图4表明连接管道和被测区间之间，尤其是在余热排出系统连接处可能存在的热力条件和动态过程，包括流体冲击力的变化、密度差和速度变化。图1和图2表示在压水堆中采用差压测量法监测水位时推荐的连接位置，图示的取样口尽可能靠近被测区间，以便将测量误差减到最小。对于采用6.2.2所述的直接作用式传感器，只要能满足上述同样压力和集水的要求，上部取样口可设置在反应堆冷却剂系统压力边界的任何位置，例如RPV顶部或稳压器顶部。
6.2.4仪表管道的安装
仪表管道有水流过时安装应考虑：a）除采取特殊的排气和充水措施以外，所有仪表管道都应是自排空的，敷设坡度通常不小于1：12。如果存在密封的仪表管道，应水平敷设以避免对倾斜的长管道温差需要进行密度补偿；仪表管道应有足够的直径以便于排气和充水；b)
c）不应利用仪表管道承载压力表、阀门等；这些物项应由钢管、罗纹接头、连接件或合适的支架支撑；
只要有可能，应使仪表管道的支撑件离开振动结构或设备；仪表管道应有足够的支撑且按规定的最小距离固定，以便能承受振动和地震；e）
f）采用柔性仪表管以减少地震耦合，但应考虑柔性管正常运行的振动可能放大过程信号的噪声，从而影响测量结果；
仪表管道及其支撑件在正常和异常工况下的热膨胀；g）
h）RPV和管道的热膨胀对支撑件的影响。6.2.5仪表管道的温度
仪表管道的垂直部分与被测水位区间之间的温差在指示水位时将产生误差。冷停堆期间这些温差很小，但在测量的不确定度分析中应予以考虑。如果分析不能证明该项误差是可以接受的，就应在仪表管道上有疑问的垂直部分进行温度测量来修正温差的影响。6.2.6仪表管道中流体的种类和品质仪表管道和反应堆内的水质应一样。为了将反应堆压力传送到传感器而需要仪表管道中有其他类型的流体时，应考虑该流体对反应堆所用水的污染风险。
6.3温差传感器
对5.2.2所述温差传感器，至少应要求：a）输出的信号能区分传感器被水淹没或裸露时之间的差别；b）如果信号显示传感器裸露应触发一个报警。GB/T13632.2—2006
在5.3所述情况下，不应使用只在RPV内或出口管道中选定标高处设置的温差传感器，因为其测量的准确度不满足冷却剂总装量减少期间的水位控制要求。6.4超声波水位测
6.4.1应用
超声波水位监测实际上仅用于RPV出口管道水位的测量。应将超声波传感器固定在RPV出口管道底部的外壁且靠近余热排出系统的连接处。固定方式的设计应将传感器与管壁之间界面的声反射减到最小。
6.4.2准确度和时间响应
超声波水位监测的响应时间应快到足以成为RPV出口管道冷却剂装量减少的第个可用指示，应优于堆芯冷却情况劣化的其他指示，例如余热排出系统泵电机电流的变化或反应堆冷却剂温度的升高。准确度的要求应考虑；
a）为了维持运行在RPV出口管道中所需的最低水位；b）在停堆维修期间为了排出假定的最大余热，需要余热排出系统的最大流量，以及在此最大流量下涡流的范围。
6.4.3安装考虑
超声波水位传感器宜临时安装，以便在传感器与管道界面处使用一个集气罐来消除可能影响声信号传送的空气隙。传感器应置于RPV出口管道和余热排出系统吸人口之间（该处的水位稍低于其他部分的水位），传感器的位置应使水位测量不受余热排出系统吸人口涡流的影响。6.4.4特定的人机考虑
RPV出口管道所需的水位是余热排出系统泵吸流速的函数，在控制室应提供水位显示（模拟或数字式），并且能校准余热排出系统的流速和所需水位。校准过程可以是人机接口显示的一部分。6.5温度传感器
本条规定的具体要求适用于5.4所述的所有传感器。设在堆芯热量排出通路中的温度传感器应被水淹没，应考虑从堆芯到传感器的传输延迟对要求的响应时间的影响。冷却剂总装量减少期间使用的水位测量仪表应能证明完余的温度传感器都没在水中。
7数据处理
对于属于安全级的水位测量仪表，数据处理的设计应符合EJ/T1058和EJ/T529的规定。8信息的提供
8.1功能要求
堆芯冷却监测系统提供的信息应符合GB/T13630和EJ/T759.1的规定，仪表显示的设计尤其应考虑：
测量范围和灵敏度的充分性；
b）特定运行状态下扩展显示范围的需求识别和所需规程的识别；标识，例如符号和颜色编码；
d）响应时间；
e）人机接口，例如显示器的类型（数字式/模拟式、模拟图、记录仪、屏盘仪表或显示器）；7
GB/T13632.2—2006
f）在正常和故障情况下信息的真实性；g）操纵员在理解信息及其真实性方面的培训。提供的信息应易于识别和定位，有助于更换、修理或校准发生故障的部件或模块。8.2人因考虑
监测仪表的设计应符合人因工程原则，例如：a）将仪表、显示器、记录仪、报警器等给出的可能使操纵员混淆的异常情况减到最少；b）只要有可能，冷停堆状态的监测仪表应与正常运行和事故工况下所用的监测仪表相同，以便使操纵员在冷停堆期间也能使用他们最熟悉的仪表。显示信息和仪表的设计详见EJ/T759.2。9验证和校准
仪表的安装、检查和试验应符合EJ/T626的规定，安装后应定期校准。10在役试验和维护
堆芯冷却监测系统的设计和安装应保证能在使用前进行检查，验证它们是否满足预期的功能要求，应易于进行定期校准（见第9章）、例行的性能检查和满足规定要求的其他试验。如果在役试验或维护期间装卸放射性材料，设计应按最优化（ALARA)的原则采取减少放射性剂量的措施。
11质量合格鉴定
如果堆芯冷却监测所用仪表需要满足安全要求，就应按GB/T12727的规定进行质量合格鉴定，鉴定范围包括从传感器到显示器的整个仪表通道（这单的显示器包括显示仪表或记录装置）。如果该仪表通道包括使用微处理器的设备，还应符合EJ/T529和EJ/T1058的规定抗震质量合格鉴定应符合GB/T13625的规定。属于压力边界一部分的系统部件应满足压力边界的抗震要求，地震后监测仪表还应正常运行且准确度符合规定的要求。12文件资料wwW.bzxz.Net
堆芯冷却监测系统的设计和运行历史应形成文件，该文件应包括计算、报告、图纸、质量合格鉴定证明、校准时间表、故障报告等，并且总能表明设备的真实状态和历史状态。文件应符合GB/T13625、EJ/T529和的EJ/T1058的有关规定。8
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