GBT12789.3-1992核反应堆仪表准则第三部分：高温气冷反应堆.pdf 5页

'UDC621.039.51-5F82石日中华人民共和国国家标准GB12789.3一92核反应堆仪表准则第三部分:高温气冷反应堆CriteriafornuclearreactorinstrumentationPartthree一Hightemperaturegas-cooledreactor(HTGR)1992一12一17发布1993一07一01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GB12789.3一92第三部分:高温气冷反应堆CriteriafornuclearreactorinstrumentationPartthree-Hightemperaturegas-cooledreactor(HTGR)本标准等效采用国际标准IEC231E《间接循环高温气冷动力反应堆仪表的一般原则》(1977年版)。本标准是在GB12789.1《核反应堆仪表准则第一部分:一般原则》的基础上，补充规定有关高温气冷堆仪表的标准本标准中条款的编号与GB12789.1有关条款一致，但有几点说明:本标准中未列的条款，就是GB12789.1中对应的通用条款，高温气冷堆可以直接采用;b本标准中所列的条款，是针对高温气冷堆仪表的，用以取代GB12789.1中对应的条款;。.本标准中有关号标记的条款，是对GB12789.1对应条款的补充，或是增加的条款。生题内容与适用范围本标准规定了高温气冷堆的仪表准则。本标准适用于间接循环的高温气冷动力反应堆，在这类反应堆中，反应堆一次冷却剂是高压氦气，通过石墨慢化堆芯和蒸汽发生器循环，蒸汽发生器产生的蒸汽送给主汽轮发电机组或其它辅助设备仁这类反应堆的浓缩然料是铀的化合物，通常用石墨，陶瓷或其它耐高温的非金属材料包租引用标准G_B12789.1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4中子注里率的，Al*4.4.1.2除GB12789.1给出的方法外，还可以通过测量探测器信号的涨落来监测中子注量率。这种方法称之为方差法或均方值法。4.4.5方差测量装置若一个信号由许多叠加的随机事件组成，则其方差正比于事件数。对反应堆的中子探测信号而言，其方差正比于中子注量率。常用的方法是放大探测器信号的涨落部分，并求涨落的均方值或平均幅度的平方值，输出可以是线性的、分段线性量程切换的或对数的。有效量程的下限受探测器灵敏度和信噪比的限制，有效量程的上限可扩展到功率区段，但受探测器饱和特性的限制。使用方差法时，要特别注意测量装置的时间常数。方差技术与直流测量技术相比，中子的贡献较)射线的贡献有所提高，因而扩展了有效量程的下限。方差技术只利用信号的涨落部分，克服了直流漏电问题，有利于探测器在高温下工作。"4.4.6脉冲计数—方差组合装置通常用裂变室得到方差信号，其有效量程的下限正好在裂变室脉冲计数有效量程的上限之下。根据国家技术监督局1992一12一17批准1993一07一01实施I Gs12789.3一92这种重叠，可以制成宽量程的中子注量率测量装置，利用来自同一个裂变室的脉冲计数和方差两种信号，测量范围约覆盖10个量级，并可以给出线性的或对数的输出信号.后者多带有反应堆周期测量电路。通常用这种宽量程的对数功率测量装置取代单独的对数电流和脉冲计数装置。中子注量当对数测量装置采用交流(脉冲计数和方差)技术时，也可在较高测量区段，使用裂变室电流的直流分量，得到线性功率测量信号如果输出信号用于反应堆保护系统，则应该满足反应堆保护用中子注量率仪表的全部要求(见GB40R3)-温度测量‘5.3燃料温度测量因为传热特性是已知的，功率分布、冷却剂温度和流量可以测定，所以无须直接测量就有可能确定燃料包壳或包覆层的温度。因此.把中子注量率、功率分布、反应堆冷却剂流量和冷却剂温度限制在一定范围，就可以使燃料包壳或包覆层温度保持在安全限度以内。5卜5冷却剂温度测量反应堆冷却剂出口温度.可以在蒸汽发生器入口处测量,该温度通常还作为紧急停堆系统的输人量，也可以月于反应堆控制系统温度测量信号只在冷却剂流量足够大时才有意义，此时方可用于保护目的可以根据反应堆燃料区冷却剂出日温度的测量结果，控制反应堆冷却剂的流量。‘56压力壳的温度测量高温气冷反应堆通常包容在预应力混凝土压力壳或钢压力壳内。压力壳均需工作在可接受的温度以下，为此可以直接或间接地进行冷却。冷却系统可以`t冗余的。对某些可能导致压力壳温度越限的异常工况，应提供探测手段。用于保护目的的温度信号.其测点要求独立，如与其它系统共用时，则必须隔离温度传感器应能承受可能产生的最高温度测量装置要在其正常工作范围内刻度反应堆冷却剂的监测6.2冷却剂流;,.堆芯冷却剂流量测量可以间接实现，例如，测量冷却剂回路阀门开度、冷却剂压力以及投入运行的循环风机数日和转速等。在有固定流道的高温气冷堆中，测量堆芯各流道的流量可能有困难，此时可综合测量其它变量，如中子注量率和出口温度等，目的是维持燃料包覆层温度在一定范围内。堆芯冷却剂流量的测量信号可以用于保护目的和控制系统。6.3冷却剂压力为了保证合适的冷却剂质量流量和防止超压事故，需要测量氦气的压力。反应堆冷却剂(氦气)的总装量是一定的.因而冷却剂的压力随冷却剂的平均温度而变化通常将压力过高和压力过低信号用于安全系统触发保护动作如果蒸汽发生器发生高压蒸汽泄漏，就会产生超压事故，可以通过湿度监测探测这种事故(见6.8.2条)6.5.1一回路包壳冷却剂泄漏如果反应堆封装在安全壳内，安全壳内的压力过高或其它参.数(如温度)越限，表明一回路包壳可能发生了破裂.这些参数可以用来触发紧急停堆。6.5.2冷却剂向蒸汽系统泄漏 GB12789.3一92在蒸汽发生器某些部分(如蒸汽再热器)，蒸汽压力的正常运行范围可能低于反应堆冷却剂压力.因而蒸汽发生器出口管路的放射性剂量过高或其它监测参数越限，表明管路可能损坏。当发现泄漏时，为了限制释放到汽一水系统中放射性产物的数量，可以要求停堆或隔离蒸汽发生器6.8高压蒸汽漏进反应堆冷却剂6.8.，保护动作在蒸汽发生器的主管段.蒸汽压力通常高于反应堆冷却剂的压力，所以反应堆冷却剂的压力过高或湿度过大表明蒸汽发生器主管段的管路可能破损这时为了限制反应堆次冷却剂的压力升高，需要在蒸汽发生器的一次侧或二次侧进行隔离，也可以两侧同时进行隔离。6.8.2冷却剂的湿度监测在高温气冷堆中，石凝慢化剂工作温度很高.某些设计可达10000C，甚至更高蒸汽若从破损的蒸汽发生器漏进反应堆冷却剂回路，在这样高温下，会与石墨起反应，产生一氧化碳和氢.造成石:gs的损耗。即使短时间内由小泄漏造成损耗也是不希望有的.因此应该设置一个灵敏而可靠的湿度监测系统.用来探测蒸汽发生器或高压水换热器的泄漏这种监测系统应能探测非常小的湿度值，例如10x10-s体积含量，、。湿度过高时，如1o0ox10-‘体积含量，应由上述系统或附加的系统给出保护信号.用来触发回路限离、蒸汽发生器隔离或紧急停堆动作，这些保护动作应按GB4083的规定实施保护系统的功能7.1紧急停堆系统应监测某些参数，当这些参数值超过整定值时，触发紧急停堆动作。紧急停堆条件如:。.平均中子注量率过高和(或)注量率与堆芯冷却剂流量比过高;b.反应堆冷却剂压力过高;c.反应堆冷却剂压力过低;d.安全壳大气压力过高;e.反应堆冷却剂湿度过高;F.反应堆冷却剂温度过高;9.反应堆冷却剂流量过低;h.手动紧急停堆;i.主电源断电;J.失去给水。7.2专设安全设施专设安全设施用在事故发生期间或发生之后限制事故后果。应根据相应的保护系统准则设计各种专设安全设施、控制装置、仪器仪表和应急电源。应急电源对各类专设安全设施都是重要的，但本标准不包括应急电源的设计问题了.2门安全壳紧急隔离安全壳大气压力或放射性越限时，应触发安全壳隔离动作。7.2.2应急堆芯冷却应急堆芯冷却系统应有足够的能力载出反应堆余热，通常是由一台循环风机和换热器构成独立回梁用说明:门此值根据J.M.哈勒等著《核动力反应堆仪表和控制系统手册》提供的美国圣符仑堡核电站湿度在线测量系统的范围10-30OX10"0，见中译本下册P.300 Gs12789.3一92路。在高温气冷堆电站中，石墨慢化堆芯的热容量很大，与单相的冷却剂一起，提供了较强的储热能力，因而启动应急堆芯冷却系统不必列为安全系统的功能。若一次冷却回路在停堆时失效，可以手动起动应急堆芯冷却系统。11反应堆控制在高温气冷堆中，应控制热功率来保证需要的过热蒸汽温度。11.1控制棒的移动在高比功率的高温气冷堆中，有可能要求避免局部中子注量率水平过高。通常的措施是对不按规定程序的提棒操作给出报警或联锁对各种程序设定报警和联锁时，一定要考虑堆芯功率与流量的匹配关系。为了避免异常的反应性变化或功率分布，控制棒的提升要遵守预定的程序。可以在低于某一功.率水平时监测控制棒移动的正常程序。超过这个水平.由于控制棒速度和当量较低，则不必再进行这种监测。11.2控制棒位置和移动的指示为了使操纵员能按规定的棒位分布形式移动控制棒，必须在控制室中给出控制棒位置和移动情况的指示。应为操纵员提供每根控制棒(或机械上联在一起的棒组)的连续位置指示。必要时应提供棒位指示的校准手段。还可以提供棒位的数据记录或校准手段在线计算机可以根据指令给出棒位显示和数据记录。任何移动的控制棒(或棒组)及其相邻各棒的位置，都应该得到显示。对控制棒的异常移动应提供报警手段。当不能给出全堆芯的位置显示时，应该显示控制律的下述状态:a.控制棒全部插人;b控制棒全部抽出;c控制棒移动选择;d.控制棒棒位偏移;e.紧急停堆系统动作，插人控制棒。11.3注量率分布的控制可以用计算机确定控制棒棒位的分布形式，以便得到要求的功率分布和实现最经济的运行。并根据移动控制棒的选择、棒的位置和要求的分布形式等数据，给出11.1条所述的提棒报警信号。附加说明:本标准由中国核工业总公司提出。本标准由清华大学核能技术研究所负责起草。本标准主要起草人郭人俊。'