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

CS27.120F82中華人民共和國國自家標準GB/T13632.2-2006監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測量要求第2部分：冷停堆期間監(jiān)測儀表的要求MeasurementsformonitoringadequatecoolingwithinthecoreofpressurizedlightwaterreactorsPart2：Instrumentationreguirementsduringcoldshutdown(IEC62117:1999,Nuclearreactorinstrumentation--Pressurizedlightwaterreactors(PWR)-Monitoringadequatecoolinggwithinthecoreduringcoldshutdown.MOD)2006-03-02發(fā)布2006-08-01實施中華人民共和國國家質量監(jiān)督檢驗檢疫總局愛布中國國家標準化管理委員會

GB/T13632.2-2006三前言引言1范圍2規(guī)范性引用文件3術語和定義4運行狀態(tài)4.1述4.2冷停堆維修運行4.3冷停堆換料運行5測量方法5.1溉述5.2RPV水位測量5.3RPV出口管水位測量5.4堆芯出口溫度測量6儀表要求6.1一般要求6.2壓測量6.3溫差傳感器6.4超聲波水位測量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驗證和校準10在役試驗和維護……………質量合格鑒定…….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量要求》的第2部分本部分修改采用IEC62117:1999《核反應堆儀表壓水堆（PWR）監(jiān)測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核電廠的現(xiàn)狀，在采用IEC62117:1999時,本部分做了少量技術性修改：刪去"2規(guī)范性引用文件”中的IEC60050(393):1996《國際電工詞典(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：ALARA(合理可行盡量低)DBA(設計基準事故)RCS(反應堆冷卻劑系統(tǒng)）、RPV(反應堆壓力容器）：刪去5.1.2中有關沸水堆的內容(見IEC61343:1996《核反應堆儀表佛水推（BWR）在反應堆容器內監(jiān)測堆芯充分冷卻的要求》)；將6.1.2、6.1.4和6.4.4中RPV出口管道水位測量應給出的“模擬顯示”.改為“顯示(模擬或數(shù)字式）；將6.2.1引用標準IEC60770-1:1999《工業(yè)過程控制系統(tǒng)用變換器第一部分：性能評價方法》改為HAD102/14(1988）《核電廠安全有關儀表和控制系統(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計詳見E/T759.2."；第9章增加引用標準"EJ/T626—1992《核電廠電氣、儀表和控制設備的安裝、檢查和試驗要為便于使用.對于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”中對標準的說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標準和IAEA規(guī)定)改為對應的我國標準和法規(guī)本部分符合HAF103《核動力廠運行安全規(guī)定》2004)第5.3.2條“。必須對堆芯狀況進行監(jiān)測必要時對裝、換料大綱進行復查和修改?！?的規(guī)定,滿足HAD103/08《核電廠維修》（1993)的有關要求。與本部分有關的標準是GB/T13632—1992《監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測量要求》.該標準等同采用IEC60911:1987《監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測量要求》(英文版),本部分是對GB/T13632-1992的第1次補充.說明冷停堆期間堆芯充分冷卻的要求.考點了冷停堆期間為了維修將反應堆壓力容器內水位降低的工況下對儀表的具體要求，以保證堆芯充分冷卻。這兩個標準應結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核工業(yè)集團公司提出。本部分由全國核儀器儀表標準化技術委員會歸口本部分起草單位：核工業(yè)標準化研究所。本部分主要起草人：牛祝年、張京長.

GB/T13632.2-2006IEC60911:1987《Measurementsformonitoringadequatecoolingwithinthecoreofpressurizedlightwaterreactors》規(guī)定了監(jiān)測壓水堆堆芯充分冷卻的一般要求.但沒有規(guī)定具體要求。各國在役壓水堆核電廠在冷停堆期間已經發(fā)生的事故表明，現(xiàn)有的監(jiān)測系統(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。因此國際電工委員會（IEC)制定了IEC60911：1987的補充標準1EC62117:1999《Nuclearreactorinstrumentation-pressurizedlightwaterreactors（PWR)-monitoringadequatecoolingwithinthecoreduringcoldshutdown)。本部分修改采用EC62117:1999作為GB/T13632-1992(idtIEC60911:1987)的第一次補充,目的是在冷停堆期間為了維修將反應堆壓力容器內水位降低的工況下,規(guī)定對儀表的具體要求以保證堆芯充分冷卻。只要流過堆芯的冷卻劑流量足以排出堆芯熱量就能實現(xiàn)堆芯的充分冷卻。冷停堆期間是使用余熱排出系統(tǒng)(RHRS)強迫循環(huán)來提供堆芯冷卻的。但在反應堆冷卻劑溫度低于100C（212FF)的停堆工況下，為了維修將反應堆壓力容器(RPV)內水位降低時強迫循環(huán)可能停止，堆芯就有可能過熱，此時用于堆芯冷卻監(jiān)測的儀表應起作用，本部分描述需要這些監(jiān)測儀表起作用的情況.給出適用于下述情況的多樣性原則、適宜的裝貿及其要求;運行工況：安裝：操縱員顯示器；試驗、校準和維修；設備質量鑒定；文件資料本部分也描述監(jiān)測儀表在核電廠功率運行期間的典型應用。在超設計基準事故工況期間，堆芯冷卻監(jiān)測的要求不屬于本部分的范圍本部分附錄A選擇國外PWR上已經出現(xiàn)過的一些事件,說明水位測量不可靠可能導致冷卻劑循環(huán)中斷和堆芯過熱.設計堆芯冷卻監(jiān)測儀表時應考慮這類工況。為了證實通過RPV的冷卻劑溫度和流量足以帶走堆芯產生的熱量,應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、冷卻劑溫度和流量的監(jiān)測，

GB/T13632.2—2006監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測量要求第2部分：冷停堆期間監(jiān)測儀表的要求1范圍本部分規(guī)定了冷停堆期間堆芯充分冷卻監(jiān)測儀表的要求，本部分適用于設計或改造配置類似于圖1和圖2所示的壓水堆（以下簡稱PWR)時堆芯冷卻監(jiān)測儀表的設計、規(guī)范性引用文件下列文件中的條款通過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(不包括勒誤的內容)或修訂版均不適用于本部分.然而，鼓勵根據(jù)本部分達成協(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。，核動力堆堆芯或堆主包殼內溫度的測量特性和測試方法（GB/T7166-GB/T7166S-1987.c4vIEC60737:1982）GB/T12727核電廠安全系統(tǒng)電氣設備質量鑒定(GB/T12727—2002,1EC60780:1998.MOD)GB/T13625，核電廠安全系統(tǒng)電氣設備抗震鑒定(GB/T13625—1992.cqvIEC60980:1989)GB/T13630核電廠控制室的設計（GB/T13630—1992.eqvIEC60964:1989)GB/T13632監(jiān)督壓水堆堆芯充分冷卻的測量要求(GB/T13632-1992.idtIEC60911:1987)GB/T15474核電廠儀表和控制系統(tǒng)及其供電設備安全分級EI/T529用于核電廠安全重要系統(tǒng)數(shù)字計算機（eqvIEC6O987:1989）E/T626核電廠電氣、儀表和控制設備的安裝、檢查和試驗要求(eqvIEEE336—1991)EJ/T759.1核電廠控制室控制器和屏幕顯示的應用第一部分控制器(IEC61227：1993.MOD）EJ/T759.2核電廠控制室控制器和屏幕顯示的應用第二部分屏幕顯示的應用（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