路径: 主页 > GB/T > 第531页 > GB/T 12789.2-2025 | 标准编号 | GB/T 12789.2-2025 (GB/T12789.2-2025) | | 中文名称 | 核反应堆仪表准则 第2部分：压水堆 | | 英文名称 | Criteria for nuclear reactor instrumentation - Part 2: Pressurized water reactors | | 行业 | 国家标准 (推荐) | | 中标分类 | F69 | | 国际标准分类 | 27.120.10 | | 字数估计 | 14,132 | | 发布日期 | 2025-04-25 | | 实施日期 | 2025-11-01 | | 旧标准 (被替代) | GB/T 12789.2-1991 | | 发布机构 | 国家市场监督管理总局、中国国家标准化管理委员会 | GB/T 12789.2-2025: 核反应堆仪表准则 第2部分：压水堆
ICS 27.120.10
CCSF69
中华人民共和国国家标准
代替GB/T 12789.2-1991
核反应堆仪表准则
第2部分:压水堆
2025-04-25发布
2025-11-01实施
国 家 市 场 监 督 管 理 总 局
国 家 标 准 化 管 理 委 员 会 发 布
目次
前言 Ⅲ
引言 Ⅳ
1 范围 1
2 规范性引用文件 1
3 术语和定义 1
4 总体要求 1
5 中子注量率测量 2
5.1 通用要求 2
5.2 中子探测器 2
5.3 中子注量率测量仪表 3
5.4 中子注量率水平相关的报警、控制、停堆 3
5.5 中子注量率测量仪表的刻度和试验 3
6 温度测量 3
6.1 通用要求 3
6.2 燃料组件温度测量 3
6.3 冷却剂温度测量 3
6.4 反应堆安全重要的温度测量 4
6.5 温度保护仪表 4
6.6 温度显示 4
7 冷却剂测量 4
7.1 通用要求 4
7.2 冷却剂流量测量 4
7.3 冷却剂压力测量 4
7.4 冷却剂液位测量 5
7.5 冷却剂泄漏测量 5
7.6 冷却剂纯度测量 5
7.7 反应性控制 5
8 保护系统 5
8.1 一般要求 5
8.2 紧急停堆系统 5
8.3 专设安全设施驱动系统 6
8.4 保护变量的测量 6
9 仪表动力源 7
10 控制设施 7
11 报警装置 7
前言
本文件按照GB/T 1.1-2020《标准化工作导则 第1部分:标准化文件的结构和起草规则》的规定
起草。
本文件是GB/T 12789《核反应堆仪表准则》的第2部分。GB/T 12789已经发布了以下部分:
---第1部分:一般原则;
---第2部分:压水堆;
---第3部分:高温气冷反应堆;
---第4部分:液态金属冷却快堆。
本文件代替GB/T 12789.2-1991《核反应堆仪表准则 第二部分:压水堆》,与GB/T 12789.2-
1991相比,除结构调整和编辑性改动外,主要技术变化如下:
---更改了范围的内容描述(见第1章,1991年版的第1章);
---增加了“术语和定义”(见第3章);
---更改了反应堆冷却剂回路的描述(见4.2,1991年版的3.4);
---增加了裂变产物监测仪表设置要求(见4.6);
---增加了指示中子注量率变化率的参数要求、中子注量率变化率的修正要求(见5.1.2);
---增加了采用连续测量装置对功率分布监测的设计要求(见5.1.3);
---增加了无源启动的相关要求(见5.1.5);
---增加了中子注量率测量仪表的校准和刻度方法(见5.3.3);
---增加了冷却剂流量测量方法(见7.2.2);
---更改了专设安全设施的要求描述(见8.3,1991年版的7.2);
---增加了“启动主给水隔离”“主蒸汽隔离”的专设安全设施动作描述(见8.3.6、8.3.7)。
请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。
本文件由全国核仪器仪表标准化技术委员会(SAC/TC30)提出并归口。
本文件起草单位:中国核动力研究设计院、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、中核核电
运行管理有限公司、福建福清核电有限公司、生态环境部核与辐射安全中心、核工业标准化研究所。
本文件主要起草人:徐涛、刘丹会、何亮、秦越、李卓玥、李红霞、朱加良、张芸、王海麟、邓志光、吴茜、
朱毖微、徐思捷、王雪梅、吕鑫、黄有骏、蒋天植、陈鹏、刘宏春、邓世仪、郭林、杨震、关悦、黄显煊、刘景宾、
乔宁、焦丽玲、李茳。
本文件及其所代替文件的历次版本发布情况为:
---1991年首次发布为GB/T 12789.2-1991;
---本次为第一次修订。
引 言
GB/T 12789《核反应堆仪表准则》拟由四个部分构成。
---第1部分:一般原则。目的在于规定了压水堆、高温气冷堆、液态金属冷却快堆安全运行所必
需的专用仪表及其应用的一般原则。
---第2部分:压水堆。目的在于作为第1部分的补充,规定了压水堆堆型仪表及其应用的一般
原则。
---第3部分:高温气冷反应堆。目的在于作为第1部分的补充,规定了高温气冷反应堆的仪表及
其应用的一般原则。
---第4部分:液态金属冷却快堆。目的在于作为第1部分的补充,规定了快堆仪表及其应用的一
般原则。
核反应堆仪表准则
第2部分:压水堆
1 范围
本文件规定了压水堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的通用要求,包括总体要求、对中子注量
率测量、温度测量、冷却剂测量、保护系统、仪表动力源、控制设施、报警装置等的要求。
本文件适用于压水堆堆型中与反应堆安全和控制有直接关系的仪表的设计和实施。
2 规范性引用文件
下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中,注日期的引用文
件,仅该日期对应的版本适用于本文件;不注日期的引用文件,其最新版本(包括所有的修改单)适用于
本文件。
GB/T 4960.2 核科学技术术语 第2部分:裂变反应堆
GB/T 4960.6 核科学技术术语 第6部分:核仪器仪表
GB/T 12789.1-2025 核反应堆仪表准则 第1部分:一般原则
GB/T 13284 核电厂安全系统设计准则
3 术语和定义
GB/T 4960.2和GB/T 4960.6界定的术语和定义适用于本文件。
4 总体要求
4.1 压水堆核反应堆仪表应满足GB/T 12789.1-2025中的总体要求。
4.2 燃料包壳温度是重要的反应堆参数,但它不是直接测量的,而是根据测量反应堆冷却剂系统的温
度、压力和流量以及反应堆功率和空间分布来推断的。
根据核测量、热工测量、控制棒位置,以及与功率水平和其他体现反应堆状态的测量参数,来证明反
应堆功率和功率密度的空间分布是在允许范围之内。
表明反应堆功率和需求功率之间存在明显不平衡的测量值可用来提供保护功能,这些测量值包括
基于稳压器液位测量获得的反应堆冷却剂系统体积变化。此外,导致反应堆功率和需求功率不平衡的
工况也可测量出来,并且用来作为保护功能。该工况包括汽轮机停机和热阱丧失(可用蒸汽发生器低水
位或低给水流量来表示)。
依靠安全阀动作或反应堆降功率来防止反应堆冷却剂压力边界超压。
超过补水系统能力的反应堆冷却剂压力边......
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