GB/T 13632.2-2006監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測(cè)量要求第2部分：冷停堆期間監(jiān)測(cè)儀表的要求

CS27.120F82中華人民共和國(guó)國(guó)自家標(biāo)準(zhǔn)GB/T13632.2-2006監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測(cè)量要求第2部分：冷停堆期間監(jiān)測(cè)儀表的要求MeasurementsformonitoringadequatecoolingwithinthecoreofpressurizedlightwaterreactorsPart2：Instrumentationreguirementsduringcoldshutdown(IEC62117:1999,Nuclearreactorinstrumentation--Pressurizedlightwaterreactors(PWR)-Monitoringadequatecoolinggwithinthecoreduringcoldshutdown.MOD)2006-03-02發(fā)布2006-08-01實(shí)施中華人民共和國(guó)國(guó)家質(zhì)量監(jiān)督檢驗(yàn)檢疫總局愛(ài)布中國(guó)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)化管理委員會(huì)

GB/T13632.2-2006三前言引言1范圍2規(guī)范性引用文件3術(shù)語(yǔ)和定義4運(yùn)行狀態(tài)4.1述4.2冷停堆維修運(yùn)行4.3冷停堆換料運(yùn)行5測(cè)量方法5.1溉述5.2RPV水位測(cè)量5.3RPV出口管水位測(cè)量5.4堆芯出口溫度測(cè)量6儀表要求6.1一般要求6.2壓測(cè)量6.3溫差傳感器6.4超聲波水位測(cè)量6.5溫度傳感器數(shù)據(jù)處理8信息的提供8.1功能要求8.2人因考慮9驗(yàn)證和校準(zhǔn)10在役試驗(yàn)和維護(hù)……………質(zhì)量合格鑒定…….12文件資料……附錄A（資料性附錄)壓水堆（PWR)冷停堆期間喪失堆芯冷卻的事故1附錄B（資料性附錄)核電廠運(yùn)行狀態(tài)………

GB/T13632.2—2006本部分為GB/T13632《監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測(cè)量要求》的第2部分本部分修改采用IEC62117:1999《核反應(yīng)堆儀表壓水堆（PWR）監(jiān)測(cè)冷停堆期間堆芯充分冷卻要求》英文版）本部分根據(jù)IEC62117:1999重新起草考慮到我國(guó)核電廠的現(xiàn)狀，在采用IEC62117:1999時(shí),本部分做了少量技術(shù)性修改：刪去"2規(guī)范性引用文件”中的IEC60050(393):1996《國(guó)際電工詞典(IEV）393章：核儀器儀表：物理現(xiàn)象和基本概念》；6）刪去第3章的縮寫(xiě)：ALARA(合理可行盡量低)DBA(設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故)RCS(反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)）、RPV(反應(yīng)堆壓力容器）：刪去5.1.2中有關(guān)沸水堆的內(nèi)容(見(jiàn)IEC61343:1996《核反應(yīng)堆儀表佛水推（BWR）在反應(yīng)堆容器內(nèi)監(jiān)測(cè)堆芯充分冷卻的要求》)；將6.1.2、6.1.4和6.4.4中RPV出口管道水位測(cè)量應(yīng)給出的“模擬顯示”.改為“顯示(模擬或數(shù)字式）；將6.2.1引用標(biāo)準(zhǔn)IEC60770-1:1999《工業(yè)過(guò)程控制系統(tǒng)用變換器第一部分：性能評(píng)價(jià)方法》改為HAD102/14(1988）《核電廠安全有關(guān)儀表和控制系統(tǒng)》第8章增加一條“8.2人因考虐".增加“顯示信息和儀表的設(shè)計(jì)詳見(jiàn)E/T759.2."；第9章增加引用標(biāo)準(zhǔn)"EJ/T626—1992《核電廠電氣、儀表和控制設(shè)備的安裝、檢查和試驗(yàn)要為便于使用.對(duì)于IEC62117:1999本部分還做了下列編輯性修改：a）將IEC62117的引言和"1范圍和目的”中對(duì)標(biāo)準(zhǔn)的說(shuō)明改為本部分的引言;刪除IEC62117的前言；c）將IEC62117引用的規(guī)范性文件(IEC標(biāo)準(zhǔn)和IAEA規(guī)定)改為對(duì)應(yīng)的我國(guó)標(biāo)準(zhǔn)和法規(guī)本部分符合HAF103《核動(dòng)力廠運(yùn)行安全規(guī)定》2004)第5.3.2條“。必須對(duì)堆芯狀況進(jìn)行監(jiān)測(cè)必要時(shí)對(duì)裝、換料大綱進(jìn)行復(fù)查和修改?！?的規(guī)定,滿足HAD103/08《核電廠維修》（1993)的有關(guān)要求。與本部分有關(guān)的標(biāo)準(zhǔn)是GB/T13632—1992《監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測(cè)量要求》.該標(biāo)準(zhǔn)等同采用IEC60911:1987《監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測(cè)量要求》(英文版),本部分是對(duì)GB/T13632-1992的第1次補(bǔ)充.說(shuō)明冷停堆期間堆芯充分冷卻的要求.考點(diǎn)了冷停堆期間為了維修將反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)水位降低的工況下對(duì)儀表的具體要求，以保證堆芯充分冷卻。這兩個(gè)標(biāo)準(zhǔn)應(yīng)結(jié)合使用以滿足冷停堆期間堆芯充分冷卻的要求，本部分的附錄A和附錄B是資料性附錄本部分由中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司提出。本部分由全國(guó)核儀器儀表標(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)委員會(huì)歸口本部分起草單位：核工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)化研究所。本部分主要起草人：牛祝年、張京長(zhǎng).

GB/T13632.2-2006IEC60911:1987《Measurementsformonitoringadequatecoolingwithinthecoreofpressurizedlightwaterreactors》規(guī)定了監(jiān)測(cè)壓水堆堆芯充分冷卻的一般要求.但沒(méi)有規(guī)定具體要求。各國(guó)在役壓水堆核電廠在冷停堆期間已經(jīng)發(fā)生的事故表明，現(xiàn)有的監(jiān)測(cè)系統(tǒng)量然符合IEC60911:1987的要求，但不能充分滿足冷停堆期間的要求且易發(fā)生故障。因此國(guó)際電工委員會(huì)（IEC)制定了IEC60911：1987的補(bǔ)充標(biāo)準(zhǔn)1EC62117:1999《Nuclearreactorinstrumentation-pressurizedlightwaterreactors（PWR)-monitoringadequatecoolingwithinthecoreduringcoldshutdown)。本部分修改采用EC62117:1999作為GB/T13632-1992(idtIEC60911:1987)的第一次補(bǔ)充,目的是在冷停堆期間為了維修將反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)水位降低的工況下,規(guī)定對(duì)儀表的具體要求以保證堆芯充分冷卻。只要流過(guò)堆芯的冷卻劑流量足以排出堆芯熱量就能實(shí)現(xiàn)堆芯的充分冷卻。冷停堆期間是使用余熱排出系統(tǒng)(RHRS)強(qiáng)迫循環(huán)來(lái)提供堆芯冷卻的。但在反應(yīng)堆冷卻劑溫度低于100C（212FF)的停堆工況下，為了維修將反應(yīng)堆壓力容器(RPV)內(nèi)水位降低時(shí)強(qiáng)迫循環(huán)可能停止，堆芯就有可能過(guò)熱，此時(shí)用于堆芯冷卻監(jiān)測(cè)的儀表應(yīng)起作用，本部分描述需要這些監(jiān)測(cè)儀表起作用的情況.給出適用于下述情況的多樣性原則、適宜的裝貿(mào)及其要求;運(yùn)行工況：安裝：操縱員顯示器；試驗(yàn)、校準(zhǔn)和維修；設(shè)備質(zhì)量鑒定；文件資料本部分也描述監(jiān)測(cè)儀表在核電廠功率運(yùn)行期間的典型應(yīng)用。在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況期間，堆芯冷卻監(jiān)測(cè)的要求不屬于本部分的范圍本部分附錄A選擇國(guó)外PWR上已經(jīng)出現(xiàn)過(guò)的一些事件,說(shuō)明水位測(cè)量不可靠可能導(dǎo)致冷卻劑循環(huán)中斷和堆芯過(guò)熱.設(shè)計(jì)堆芯冷卻監(jiān)測(cè)儀表時(shí)應(yīng)考慮這類工況。為了證實(shí)通過(guò)RPV的冷卻劑溫度和流量足以帶走堆芯產(chǎn)生的熱量,應(yīng)向核電廠操縱員提供可靠的信息.這類信息包括從堆芯到余熱排出系統(tǒng)（RHRS)循環(huán)冷卻劑所用的RPV出口管道的水位監(jiān)測(cè)、冷卻劑溫度和流量的監(jiān)測(cè)，

GB/T13632.2—2006監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測(cè)量要求第2部分：冷停堆期間監(jiān)測(cè)儀表的要求1范圍本部分規(guī)定了冷停堆期間堆芯充分冷卻監(jiān)測(cè)儀表的要求，本部分適用于設(shè)計(jì)或改造配置類似于圖1和圖2所示的壓水堆（以下簡(jiǎn)稱PWR)時(shí)堆芯冷卻監(jiān)測(cè)儀表的設(shè)計(jì)、規(guī)范性引用文件下列文件中的條款通過(guò)本部分的引用而成為本部分的條款。凡是注日期的引用文件.其隨后所有的修改單(不包括勒誤的內(nèi)容)或修訂版均不適用于本部分.然而，鼓勵(lì)根據(jù)本部分達(dá)成協(xié)議的各方研究是否可使用這些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本適用于本部分。，核動(dòng)力堆堆芯或堆主包殼內(nèi)溫度的測(cè)量特性和測(cè)試方法（GB/T7166-GB/T7166S-1987.c4vIEC60737:1982）GB/T12727核電廠安全系統(tǒng)電氣設(shè)備質(zhì)量鑒定(GB/T12727—2002,1EC60780:1998.MOD)GB/T13625，核電廠安全系統(tǒng)電氣設(shè)備抗震鑒定(GB/T13625—1992.cqvIEC60980:1989)GB/T13630核電廠控制室的設(shè)計(jì)（GB/T13630—1992.eqvIEC60964:1989)GB/T13632監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測(cè)量要求(GB/T13632-1992.idtIEC60911:1987)GB/T15474核電廠儀表和控制系統(tǒng)及其供電設(shè)備安全分級(jí)EI/T529用于核電廠安全重要系統(tǒng)數(shù)字計(jì)算機(jī)（eqvIEC6O987:1989）E/T626核電廠電氣、儀表和控制設(shè)備的安裝、檢查和試驗(yàn)要求(eqvIEEE336—1991)EJ/T759.1核電廠控制室控制器和屏幕顯示的應(yīng)用第一部分控制器(IEC61227：1993.MOD）EJ/T759.2核電廠控制室控制器和屏幕顯示的應(yīng)用第二部分屏幕顯示的應(yīng)用（IEC617721995.MOD)E/T760核電廠安全重要儀表和控制系統(tǒng)的供電要求（eqvIEC61225:1993)EJ/T10