搜索结果: GB/T 12789.1-2025, GB/T12789.1-2025, GBT 12789.1-2025, GBT12789.1-2025
| 标准编号 | GB/T 12789.1-2025 (GB/T12789.1-2025) | | 中文名称 | 核反应堆仪表准则 第1部分：一般原则 | | 英文名称 | Criteria for nuclear reactor instrumentation - Part 1: General principles | | 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 | 14,160 | | 发布日期 | 2025-04-25 | | 实施日期 | 2025-11-01 | | 旧标准 (被替代) | GB/T 12789.1-1991 | | 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 12789.1-2025: 核反应堆仪表准则 第1部分：一般原则
ICS 27.120.10
CCSF69
中华人民共和国国家标准
代替GB/T 12789.1-1991
核反应堆仪表准则
第1部分:一般原则
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 4
5.5 中子注量率测量仪表的刻度和试验 5
6 温度测量 5
6.1 通用要求 5
6.2 燃料组件温度测量 5
6.3 慢化剂温度测量 5
6.4 冷却剂温度测量 5
6.5 反应堆安全重要的温度测量 6
6.6 温度保护仪表 6
7 冷却剂测量 6
7.1 通用要求 6
7.2 冷却剂流量测量 6
7.3 冷却剂压力测量 7
7.4 冷却剂液位测量 7
7.5 冷却剂泄漏测量 7
7.6 冷却剂纯度测量 7
7.7 冷却剂放射性活度测量 7
8 保护系统 7
9 仪表动力源 8
9.1 通用要求 8
9.2 可靠动力系统 8
10 控制设施 8
10.1 通用要求 8
10.2 功能设计的技术要求 8
11 报警装置 9
11.1 通用要求 9
11.2 报警系统设计 9
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1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 12789.1-1991《核反应堆仪表准则 第一部分:一般原则》,与GB/T 12789.1-
1991相比,除结构调整和编辑性改动外,主要技术变化如下:
---增加了术语和定义(见第3章);
---更改了脉冲计数仪表的内容(见5.3.4,1991年版的4.4.4);
---更改了燃料组件温度测量的内容(见6.2,1991年版的5.3);
---更改了仪表动力源的内容(见第9章,1991年版的第8章);
---更改了控制设施的内容(见第10章,1991年版的第9章);
---更改了报警装置的内容(见第11章,1991年版的第10章)。
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、江苏核电
有限公司、海南核电有限公司、中核国电漳州能源有限公司、福建福清核电有限公司、中核运维技术有限
公司、电子科技大学、核工业标准化研究所、生态环境部核与安全辐射中心。
本文件主要起草人:张芸、黄有骏、蒋天植、何亮、李文平、徐涛、沈峰、张帆、段鹏飞、王贵、范遂、
陈鹏、李天友、简一帆、唐涛、王帅、焦丽玲、李茳、刘景宾、乔宁、杨阳、骆楠珂、李伟、何绍群、张伟、张马路、
邓世仪、洪诗鑫、郭唐文、张琪、张沛然。
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 12789.1-1991;
---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1部分:一般原则
1 范围
本文件规定了压水堆、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。
本文件适用于与反应堆安全和控制有直接关系的仪表的设计和实施,其他堆型参考使用。
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 13284 核电厂安全系统设计准则
GB/T 13630-2015 核电厂控制室设计
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 核反应堆营运单位应对反应堆安全运行负责,但是反应堆仪表的设计宜在整个反应堆寿期内便于
各种可信工况下的安全操作。
4.2 仪表设计应能使操作人员对反应堆的物理状态和动态特性及时反应并做出充分评估,并提供适当
的报警来指示异常状态。
4.3 仪表的安全分级由下述因素确定:
a) 该仪表要执行的安全功能;
b) 未能执行其安全功能的后果;
c) 需要该仪表执行某一安全功能的可能性;
d) 假设始发事件发生后,需要该仪......
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