书 书 书犐犆犛 ２７ ． １２０ ． ２０ 犉 ８３ /G21 /G22 /G23 /G24 /G25 /G26 /G27 /G27 /G28 /G29 /G2A 犌犅 ／ 犜 ３６０４１ — ２０１８ /G21 /G22 /G23 /G24 /G25 /G26 /G27 /G28 /G29 /G2A /G2B /G2C /G2D /G2E /G2F /G30 犕狅狀犻狋狅狉犻狀犵犮狉犻狋犲狉犻犪犳狅狉狏犪狉犻犪犫犾犲犻犿狆狅狉狋犪狀狋狋狅狊犪犳犲狋狔犻狀狀狌犮犾犲犪狉狆狅狑犲狉狆犾犪狀狋狊犳狅狉狆狉犲狊狊狌狉犻狕犲犱狑犪狋犲狉狉犲犪犮狋狅狉狊 ２０１８  ０３  １５ /G31 /G32 ２０１８  １０  ０１ /G33 /G34 /G21 /G22 /G23 /G24 /G25 /G26 /G27 /G27 /G28 /G2B /G2C /G2D /G2E /G2F /G30 /G2F /G31 /G32 /G33 /G21 /G27 /G27 /G28 /G29 /G2A /G34 /G35 /G36 /G37 /G38 /G39 /G31 /G32书 书 书目 　　 次 前言 Ⅲ ………………………………………………………………………………………………………… １ 　 范围 １ ……………………………………………………………………………………………………… ２ 　 规范性引用文件 １ ………………………………………………………………………………………… ３ 　 术语和定义 ２ ……………………………………………………………………………………………… ４ 　 安全重要变量监测要求 ３ ………………………………………………………………………………… ５ 　 堆芯及控制棒位置监测 ４ ………………………………………………………………………………… ６ 　 反应堆冷却剂系统监测 ６ ………………………………………………………………………………… ７ 　 二回路系统监测 ８ ………………………………………………………………………………………… ８ 　 安全壳系统监测 ９ ………………………………………………………………………………………… ９ 　 乏燃料储存水池监测 ９ …………………………………………………………………………………… １０ 　 设备冷却水系统监测 １０ ………………………………………………………………………………… １１ 　 厂内辐射监测 １０ ………………………………………………………………………………………… １２ 　 严重事故监测 １１ ………………………………………………………………………………………… 参考文献 １２ …………………………………………………………………………………………………… Ⅰ 犌犅 ／ 犜 ３６０４１ — ２０１８ 前 　　 言 　　 本标准按照 ＧＢ ／ Ｔ１．１ — ２００９ 给出的规则起草 。 本标准由中国核工业集团公司提出 。 本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会 （ ＳＡＣ ／ ＴＣ３０ ） 归口 。 本标准起草单位 ： 核工业标准化研究所 、 中国核动力研究设计院 。 本标准主要起草人 ： 焦丽玲 、 杜建 、 李小芬 、 杨戴博 、 王根生 。 Ⅲ 犌犅 ／ 犜 ３６０４１ — ２０１８ 压水堆核电厂安全重要变量监测准则 １ 　 范围 本标准规定了压水堆核电厂安全重要变量的确定原则和监测仪表的布置 、 特性 、 鉴定等的基本要求 。 本标准适用于压水堆核电厂安全重要监测系统的设计 。 革新型压水堆核电厂可参照使用 。 ２ 　 规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的 。 凡是注日期的引用文件 ， 仅注日期的版本适用于本文件 。 凡是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 ／ Ｔ５２０４ 　 核电厂安全系统定期试验与监测 ＧＢ ／ Ｔ７１６６ 　 核电厂反应堆堆芯和主冷却剂回路内温度计的特性和试验方法 ＧＢ ／ Ｔ８９９５ 　 核反应堆中子注量率测量堆芯仪表 ＧＢ ／ Ｔ１２７２６．１ 　 核电厂安全重要仪表 　 事故及事故后辐射监测 　 第 １ 部分 ： 一般要求 ＧＢ ／ Ｔ１２７２６．３ 　 核电厂安全重要仪表 　 事故及事故后辐射监测 　 第 ３ 部分 ： 高量程区域 γ 连续监测设备 ＧＢ ／ Ｔ１２７２６．４ 　 核电厂安全重要仪表 　 事故及事故后辐射监测 　 第 ４ 部分 ： 工艺流管内或管旁放射性连续监测设备 ＧＢ ／ Ｔ１２７２７ 　 核电厂安全级电气设备鉴定 ＧＢ ／ Ｔ１３６２６ 　 单一故障准则应用于核电厂安全系统 ＧＢ ／ Ｔ１３６２７ 　 核电厂事故监测仪表准则 ＧＢ ／ Ｔ１３６３２ 　 监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求 ＧＢ ／ Ｔ１５４７４ 　 核电厂安全重要仪表和控制功能分类 ＥＪ ／ Ｔ５６１ 　 压水堆核电厂安全停堆设计准则 ＥＪ ／ Ｔ１１８０ 　 压水堆核电厂房固定式辐射监测系统设计准则 ＮＢ ／ Ｔ２００２６ 　 核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求 ＮＢ ／ Ｔ２００５３ 　 核电厂安全重要电气 、 仪表和控制设备安装要求 ＮＢ ／ Ｔ２００６０ 　 核电厂安全重要仪表和控制系统隔离准则 ＮＢ ／ Ｔ２００６１ 　 人因工程在核电厂系统 、 设备和设施中的应用 ＮＢ ／ Ｔ２００６８ 　 核电厂安全重要仪表和控制系统应对共因故障的要求 ＮＢ ／ Ｔ２００６９ 　 核电厂安全重要仪表通道性能监督试验 ＮＢ ／ Ｔ２００７１ 　 核电厂安全重要仪表和控制系统的供电要求 ＮＢ ／ Ｔ２００７２ 　 核电厂安全系统仪表触发整定值的确定和保持 ＮＢ ／ Ｔ２０１４８ 　 核电厂安全重要仪表电阻温度计 ＮＢ ／ Ｔ２０２２８ 　 核电厂安全重要仪表和控制系统的敏感元件和传感器型式试验 ＮＢ ／ Ｔ２０２５４ 　 核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则 ＮＢ ／ Ｔ２０２５５ 　 核电厂安全重要仪表管线的设计和安装准则 ＮＢ ／ Ｔ２０３１８ 　 核电厂安全重要仪表压力变送器 １ 犌犅 ／ 犜 ３６０４１ — ２０１８ ＮＢ ／ Ｔ２０３７５ 　 核电厂安全重要仪表热电偶温度计 ３ 　 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件 。 ３ ． １ 安全重要仪表和控制系统 　 犻狀狊狋狉狌犿犲狀狋犪狋犻狅狀犪狀犱犮狅狀狋狉狅犾狊狔狊狋犲犿狊犻犿狆狅狉狋犪狀狋狋狅狊犪犳犲狋狔 其故障或失效可能导致厂内人员或周围公众受到过量放射性照射的仪表和控制系统 ， 以及防止预计运行事件导致不可接受后果的仪表和控制系统 ， 包括安全系统和安全有关仪表和控制系统 。 注 ： 改写 ＧＢ ／ Ｔ１５４７４ — ２０１０ ， 定义 ３．６ 。 ３ ． ２ 安全重要变量 　 狏犪狉犻犪犫犾犲犻犿狆狅狉狋犪狀狋狋狅狊犪犳犲狋狔 表征电厂工艺系统和设备运行状态及其变化趋势的特征量 。 为实施安全重要的监视 、 控制和保护功能提供所需信息 。 注 ： 变量包括工艺过程的热工量 （ 如温度 、 压力 、 流量 、 液位等 ）、 核与辐射量 （ 中子注量率 、 流体放射性活度 、 环境辐 射剂量 ） 和安全重要设备运行状态特征量 （ 如转速 、 位移 、 振动等 ）。 ３ ． ３ 变量组 　 狏犪狉犻犪犫犾犲犵狉狅狌狆 能单独或组合实施某一功能或表征某一状态的不同类别的变量 。 注 ： 如紧急停堆变量组包括稳压器压力和液位 、 反应堆功率 、 主蒸汽流量和压力 、 蒸汽发生器水位 、 安全壳压力等都 能单独触发停堆 ； 安全注射水箱压力和液位组合表征水箱可运行状态 。 ３ ． ４ 关联变量 　 犪狊狊狅犮犻犪狋犲犱狏犪狉犻犪犫犾犲 与某个物理量 （ 如热功率 、 过冷度 、 等效液位 ） 构成函数关系的变量 。 如冷却剂过冷度是冷却剂压力和温度的函数 。 ３ ． ５ 裂变产物屏障 　 犳犻狊狊犻狅狀狆狉狅犱狌犮狋犫犪狉狉犻犲狉 核燃料与公众之间为防止放射物质释放而设置的边界或密封包壳 。 注 ： 裂变产物屏障主要包括燃料包壳 、 反应堆冷却剂压力边界和安全壳 。 ３ ． ６ 纵深防御 　 犱犲犳犲狀犮犲犻狀犱犲狆狋犺 对一个安全目标采用多层次的防护措施 ， 即使一个层次防护措施失效也能达到安全目标 。 ３ ． ７ 假设始发事件 　 狆狅狊狋狌犾犪狋犲犱犻狀犻狋犻犪狋犻狀犵犲狏犲狀狋狊 ； 犘犐犈 电厂设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的事件 。 ３ ． ８ 中子注量率 狀犲狌狋狉狅狀犳犾狌犲狀犮犲狉犪狋犲 在时间间隔 ｄ 狋 内中子注量的增量 ｄ Φ 除以 ｄ 狋 的商 。 见式 （ １ ）。  ＝ ｄ Φ ／ ｄ 狋 ＝ ｄ ２ 犖 ／ ｄ 犪 · ｄ 狋 …………………………（ １ ） 　　 注 １ ： 该量单位为每平方米秒 （ ｍ －２ ／ ｓ ）。 注 ２ ： 改写 ＧＢ ／ Ｔ２９００．８１ — ２００８ ， 定义 ３９３１４２５ 。 ３ ． ９ 等效液位 　 犲狇狌犻狏犪犾犲狀狋犾犻狇狌犻犱犾犲狏犲犾 反应堆压力容器含蒸汽空泡的冷却剂 ， 蒸汽和水完全分开时可能出现的液位 。 ２ 犌犅 ／ 犜 ３６０４１ — ２０１８ ３ ． １０ 安全停堆 　 狊犪犳犲狊犺狌狋犱狅狑狀 反应堆处于次临界 ， 其停堆深度保持在技术规格书规定的限值内 ， 与反应堆安全相关的过程变量控制在设计限制范围内的运行状态 。 ３ ． １１ 过冷度 　 狊狌犫犮狅狅犾犻狀犵 某处液体温度与所在压力下相应的饱和温度之差 。 ３