GBT12789.2-1991核反应堆仪表准则第2部分：压水堆.pdf 6页

'UDC621.039.564F87中华人民共和国国家标准GB12789.2一91核反应堆仪表准则第二部分压水堆CriteriafornuclearreactorinstrumentationPart2:pressurizedwaterreactors1991一04一11发布1991一12一01实施国家技术监督局发布 中华人民共和国国家标准核反应堆仪表准则第二部分压水堆GB12789.2一91CriteriafornuclearreactorinstrumentationPartZ;pressurizedwaterreactors本标准等效采用国际标准IEC2311)(1975)《对231(1967)出版物核反应堆仪表一般原则的第四次补充:压水堆仪表原则》。本标准是在GB12789.1-91《核反应堆仪表第一部分:一般原则》的基础上，结合压水堆具体情况补充提出有关压水堆仪表的标准。文中条款的编号与GB12789.1有关条款一致，但有几点说明:本标准中所缺少的条款，就是GB12789.1.中对应的通用条款，对压水堆而言可以直接采用;b.本标准中所列的条款，是针对压水堆仪表的，用以取代GB12789.1中对应的条款;本标准中用’号作标记的条款，是对GB12789.1对应条款所作的补充，或是增加的条款。1主肠内容与适用范困本标准规定了压水堆仪表及其应用的一般原则。关于核电厂(压水堆)事故监测仪表的完整要求，另有标准规定。本标准适用于压水堆(PWR)仪表。压水堆具有以下特点:加压轻水冷却剂作为慢化剂，并且在反应堆压力容器内不发生明显的沸腾。驱动汽轮机的蒸汽在蒸汽发生器中产生;b燃料和一次冷却剂被包容在一个高度完整的壳体(一回路冷却剂压力边界)内，这壳体通常又被包容在一个高度完整的安全壳结构内;固体陶瓷徽料封装在金属包壳内;d燃料、慢化剂、反射层的几何形状固定;通过远距离驱动的机构移动堆芯控制部件，实现反应性的操作控制;f.有时应用固定安置的中子吸收材料和(或)缓慢改变溶解于慢化剂中中子吸收材料的浓度来实现辅助的反应性操作控制。弓1用标准GB12789.1核反应堆仪表准则第一部分:一般原则GB4083核反应堆保护系统安全准则3总的要求3.4燃料包壳温度被看作最重要的参数。它不是直接测量的，而是根据测量一次冷却剂系统的温度、压力和流量以及产生功率的大小和空间分布来推断的。根据核测量、热工测量以及那些验证合适的控制棒分布型式与功率水平和其他反应堆状态保持一国家技术监督局1991一04一11批准1991一12一01实施 GB12789.2一91致的测量，来证明产生功率和功率密度的空间分布是在容许的极限之内。表明产生功率和需求功率之间存在明显不平衡的测量值可以用来提供辅助保护功能，这些测量值包括一次系统冷却剂体积增大和缩小，这通常是从稳压器液位测量推断的。此外，导致反应堆产生功率和需求功率不平衡的那些工况也可以测量出来并且用来作为辅助保护功能。这些工况可以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)。依靠安全阀动作和(或)反应堆功率降低来防止一回路冷却剂压力边界超压。超过补水系统能力的一回路冷却剂压力边界破裂会导致一次冷却剂系统压力降低，稳压器水位降低以及安全壳压力升高。安全壳屏障用来承受由于堆主包壳破裂而引起的压力、温度等作用，安全壳必须设置能启动保护系统的仪表装置。以便在事故后保证安全壳的完整性。尽管屏障完整性的直接测量通常是不能实现的，但是必须测量出表明以下工况的过程参数:a使三个屏障(燃料包壳、一回路冷却剂压力边界、安全壳)之一应力过大的工况;‘U如果不减缓就会引起三屏障之一的应力过大的工况。正确选择与这两种工况有关的测量参数，在大多数异常情况下应有可能为防止不可控的放射性释放的实体屏障提供基本的和辅助的保护功能。3.5’由控制系统完成的大多数功能在很多情况下要求以同样的准确度和响应速度等测量保护系统所使用的相同的过程参数.把某个特定参数的测点数目减到最少，可以减少与实际安装测量部件有关的很多问题(例如，得到最佳测位、提供支撑结构和保证防止有害的环境因素)。在不违背保护系统要求的场合下，建议由控制功能和保护功能两者使用相同的冗余的过程测量。当这样作时，应当说明技术和安全方面的理由，同时设计应当体现本标准7.3条的规定。3.6’为证明压水堆初次运行期间系统安全运行的性能指标得以满足，必须采取适当的措施，为此目的，可能需要临时或永久地安装附加设备。3.7"对于控制和保护不可缺少而又没有安装备件的那些探测器，应当安装成无需移动堆芯就能进行更换。4中子注f率测f4.1.2"4.1.4"为了反应堆安全运行，要求在很宽的量程内知道中子注量率(或裂变率)，如果使用一个以上测量装置来覆盖整个中子注量运行范围，送到保护系统的信号必须由表示正在运行的反应堆注量率水平的那些测量装置来提供。在下一组运行范围更高的测量装置给出运行指示之前，应当采取措施，防止保护功能过早地切换到下一组测量装置上，除了测量中子注量率外，在低功率区段(所产生的热功率水平不能被察觉)时，希望指示中子注量率的变化率(反应堆时间常数)。4.2.1·在压水堆中，可以安装一些测量功率区段内中子注量率的探测器，以便获得堆芯轴‘向高度或整个堆芯体积的中子注量率平均读数.根据保护和控制系统的设计要求，可以用其有效长度近似等于整个堆芯高度的堆外探测器，或用分布在堆芯内的探测器。4.2.3.在源区段使用的低注量率探测器，当反应堆运行超过这些探测器的有效范围时，可以使它们不工作。对于某些类型的探测器，只要较高注量率水平的测量装置有指示，而且保护功能已经切换到那些测量装置上以后，可以用切断高压使探测器不工作，这样可以延长探测器的有效寿命而不需要它们移位。4.4.1.1可以通过测量探测器信号的统计涨落来监测中子注量率。这种方法称为方差法或均方法.4.4.2"线性电流测量装置在大型压水堆中，反应堆压力容器附近的堆外中子敏感探测器主要探测其附近区域的热中子，这些热中子是由堆芯外区产生的快中子慢化而成。中子探测器的电流与总的产生功率之间的关系会由于一些可能不与总功率成正比的效应而改变，例如控制棒位置变化、冷却剂温度变化及氮空间分布的变化。如果不提供某些补偿措施，那么在刻度时这些变化源必须考虑为测量装置仪表误差的一部分。z GB12789.2一91探测器电流测量的精确度必须符合保护功能的要求。此外，由于然耗和探测器特性随时问变化，中子探测器电流和总的产生功率之间的关系也变化。为了补偿这个效应，要求定期重新调整核探测器测量装置。4.4-3.2在压水堆中，从对数电流测量装置来的功率水平保护动作通常足以为反应堆中间功率区段提供保护，因而可以不需要周期或启动速率保护动作，然而，可以测量周期或启动速率，并且显示给操纵员，帮助他估计例如控制棒或翻浓度改变引起反应性变化的影响。4.了堆芯外探测器可以用来估计超过允许极限的堆芯功率分布的畸变，并且提供反应堆保护动作信号，或者根据功率分布畸变的不利影响的程度来降低某个其他保护功能的保护定值。可以设置堆芯注量率监测系统以便估计堆芯内中子注量率的分布，而且允许更精确的估计详细的功率分布。这种系统可由给出连续信号的固定式探测器组成，或由仅在启动后才给读数的扫描系统组成。这种系统也用来帮助获得反应堆最大输出和促进有效的燃料管理。5温度测f5.1在压水堆中，冷却剂和慢化剂是同一种流体，而反应堆控制系统的主要目的是维持冷却剂温度与反应堆功率水平为给定的函数关系。5.3燃料元件温度测量如本标准3.4条中指出的那样，在压水堆中一般不直接测量嫩料元件温度。5.5冷却剂温度测量5.5.2反应堆入口和出口的冷却剂温度压水堆入口与出口的温度测量是供控制和保护二者使用的。当反应堆压力容器出口管内和蒸汽发生器出口管内出现温度分层现象时，应当采取适当措施，把这种分层的影响减到最小，来获得温度测量值。为了做到这一点，应当在一次冷却剂系统主泵下游处测量反应堆压力容器入口温度。因为要测得压力容器出口的空间平均温度可能是不切实际的，因此温度探测器的数量和位置应当使得堆芯功率分布短期变化的影响减到最小.冷却剂系统的测量可以用来提供超功魔和(或)超温热保护。如果温度测量值的允许极限是反应堆功率分布一类参数的函数，那么就应当根据那些代表功率分布畸变的信号来自动降低保护动作整定值。否则，这个保护动作整定值应当以预期的最大功率分布畸变作为依据，后者是与堆芯控制部件的运行限制和功率分布监测的能力相符合的.5.5.3A料通道出口冷却剂温度许多压水堆堆芯没有彼此隔开的燃料组件外套。在这种情况下，如果测量出口温度，没有必要所有然料通道都安装仪表，应当选择出口温度测点的数目和位置，以便给出整个反应堆径向温度分布有代表性的取样值。在现场直接校准堆芯温度探测器通常是不行的，然而可用下述方法完成间接的校准:在绝热运行条件下，把这些温度探测器的指示与一次冷却剂温度探测器的指示相比较，以及在反应堆处于或接近满功率时与中子或Y通量监测系统产生的堆芯功率分布测量相比较。6冷却荆测it6.2冷却剂流量在每一条环路带恒定体积流量泵的多环路压水堆中，要在所有可能的环路运行工况的整个范围内作到精确的流量测量是不切实际的。在这种情况下，为了提供保护变量可以测量管道弯头两侧或蒸汽发生器两端的压降，或测量泵速(如果包括隔离阀则应有适当的措施)，并且在压水堆启动期间可以用其他方法来估计设计的流量条件已被满足。如果反应堆没有带全部冷却剂环路运行时，考虑到降低了的冷却剂流量必须调整保护系统的整定 GB12789.2一91值。如果这种运行方式是不经常的，而且在维修工作完成，重新启动不工作的环路之前被作为有条件的暂时运行方式，那么可以在严格的管理监督下手动调整保护动作整定值。重新启动一条不工作的环路必须由6.8条给出的原则作指导。如果控制系统设计成为当失去一条冷却剂环路时自动降低反应堆功率，那么保护动作整定值的降低也必须是自动的。6.6冷却剂纯度一次冷却剂的化学控制是非常重要的，必须提供连续或间断监测一次冷却剂中化学添加剂和杂质的措施6.8反应性控制改变可溶性中子吸收材料的浓度和冷却剂温度是控制反应性的重要手段，必须连续或间断监测这两个参数，这特别适用于反应堆紧急停堆之后紧接着的工况。在某些设计中，仅仅引入控制棒的反应性可能不足以维持在某些事故状态下安全停堆，可能需要一种注入反应性毒物的措施.由于冷却剂温度和冷却剂中子吸收材料浓度的变化会影响堆芯慢化和中子吸收特性，必须提供联锁以防止冷水或不含毒物的水突然进人堆芯。7保护系统见GB4083对于压水堆的特殊情况，特作如下补充。了.1’安全停堆系统下面给出典型参数表，如果这些参数超过预定极限，就可以用来启动安全停堆系统动作.如果其中那个参数对特定的压水堆不适用，可以把它删去，如果需要其他的参数来满足保护系统的功能，则必须把它们加上。a.源区段、中间区段和功率区段中子注量率过高;b‘启动速率过高和(或)周期过短;c热裕量1):d·一次冷却剂压力低;e.一次冷却剂压力高;L稳压器水位过高;S·一次冷却剂流量低;h.一次冷却剂泵的电源不正常;i.给水流量低;j蒸汽发生器水位低;k.汽轮机一发电机停机保护幻;】.手动安全停堆。此外，在某些设计中，例如应急堆芯冷却，安全壳隔离和安全壳冷却等其他安全动作的启动也会使安全停堆系统动作。往:”热裕最保护动作可以用来防止堆芯过度沸腾或偏离泡核沸腾以及防止超功率密度2)在具备足够的燕汽排放能力或快速降功率的电厂中，可以不需要汽轮机一发电机停机保护这个参数。7.2’专设安全设施在事故期间或事故之后，专设安全设施必须运行，以限制事故的后果，必须根据适当的紧急停堆系统准则来设计专设安全设施所需的仪表、控制装置和应急动力源。应急动力源对各种专设安全设施都是重要的，但是本标准中不考虑应急动力系统的设计。下面是压水堆设计和建造中已经采用并且必须考虑的几种典型专设安全设施一览表。7.2.1安全壳隔离系统 GB12789.2一91由于下列条件应当触发安全壳隔离:a.应急堆芯冷却启动;b.安全壳冷却启动。7.2.2应急堆芯冷却系统由于下列一种或几种条件，应使应急堆芯冷却系统动作:安全壳气压过高(典型值为高出安全壳设计压力10%-25%),b.稳压器压力低和稳压器水位低同时出现;主回路压力过低。7.2.3安全翅令却系统应当按启动应急堆芯冷却系统的同样条件来启动安全壳应急通风冷却装置，应当借助于安全壳压力过高(典型值为高出安全壳设计压力50写)来启动安全壳喷淋系统。7.2.4燕汽发生器辅助给水系统由于下列一种或几种条件，应启动辅助给水系统:蒸汽发生器低水位;b.给水泵故障或损坏;c堆芯应急冷却系统启动。了.3保护变量的测量当用于保护系统的被测变量也为控制系统使用时，由于35条所述的理由，在设计中必须采取措施，以防止保护动作受到任何形式的影响。这些措施应当包括保护系统通道与控制系统设备间进行电气隔离的手段，以及处理保护中非安全故障(由单个事件或原因造成的单故障或多重故障)的手段，这样的故障还会引起要求进行反应堆保护的动作。其他措施还可包括附加的冗余通道和测量的多样性。附加说明:本标准由中国核工业总公司提出。本标准经国家核安全局审查并认可。本标准由中国核工业总公司第一研究设计院负责起草.本标准主要起草人杨歧、赵善德。'