ICS 27.120.10 EJ F 61 备案号：15830-2005 中华人民共和国核行业标准 EJ/T603~2005 代替EJ/T603-1991，EJ/T627-1992 研究堆安全系统准则 Criteria for safety systems of research reactors 2005-04-11发布 2005—07-01实施 国防科学技术工业委员会发布 PDF文件使用"pdfFact oryPro"试用版本创建wwfineprint.com cn EJ/T603-—2005 目次 前言 II 范围 .1 1 2 规范性引用文件 .1 3术语和定义 . 1 设计基准 . 2 4 设计准则. . 2 一般要求 . 2 5. 1 单一故障 . 2 5.3 元余 . 3 5. 4 独立性 . 3 故障安全 .3 5. 5 5. 6 手动触发 .3 5.7 整定值 . 4 5. 8 旁通 . 4 5. 9 安全动作的完成 . 4 5. 10 保护系统用于非安全目的 .4 .5 5. 11 试验与校准 电源监督 .5 5. 12 5. 13 接近控制 . 5 安全分级与标识 . 5 5. 14 5. 15 对数字化安全系统的要求 6 质量保证 .5 PDF文件使用"pdfFactoryPro”试用版本创建 www fi nepri nt. com cn EJ/T 6032005 前 言 本标准是对EJ/T603一1991《试验堆安全系统准则》（以下简称原标准）的修订。原标准参照采用 美国国家标准AASi/ANs15.15一1978Criteriaforthereactorsafetysystemsofresearch reactors》制定，1986年该标准重新确认。由于技术不断进步、原标准的一些技术内容已显落后（例 如辐射防护安全限值的改变等），为保证标准的先进性，需对原标准进行修订。同时考虑到标准的完整 性，减少技术内容的重复、修订时将GB/T13628一1992《核反应堆保护系统用于非安全目的准则》、EJ/T 627一1992《保护动作的手动触发》中的技术内容台并到本标准中。此次修订内容符台HAF201《研究堆 设计安全规定》“5.6保护系统”的规定。 本标准与原标准相比主要有以下变化： a）将标准名称改为《研究堆安全系统准则》 离射防护与辐射源安全基本标准》，并增加了GB/T5204一1994核电厂安全系统定期试验 与监测》、GB/T13285—1999《核电厂安全重要系统和部件的实体防护》、GB/T13629—1998核 电厂安全系统中数字计算机的造用准则》、EJ/T529—1990《用于该电厂安全重要系统数宇计 算机》EJ/T1058-1998《核电厂安全系统计算机软件》、HAF201（1995）《研究堆设计安 全规定》和HAD201/01（1996）《研究堆安全分析报告的格式和内容》： c）“3术语和定义”中增加“置信度”： d）3-4中引用GB18871—2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》附录B规定的职业照射 和公众照射的剂量限值，对原标准规定的剂量限值作了修改 e）5.6手动触发补充了EJ/T627的技术内容： T）增加了“5，10保护系统用于非安全目的”（GB/T13628的技术内容）： g）增加“5，12电源监督”： h）增加丁“5.15对数字化安全系统的要求”； i）对图1作了修改，增加图注。 本标准发布之日起，同时代替E1/T603—1991、EJ/T627—1992、可代替GB/T13628—1992 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：核工业标准化研究所。 本标准生要起草人：张京长、牛祝年。 本标准于1991年10月首次发布。 11 PLF 文件使用"pdf Fact ory Pro" 试用版本创建 www fi nepri nt. com cn EJ/T603~-2005 研究堆安全系统准则 1范围 本标准规定了研究堆安全系统设计的基本要求。 本标准适用于进行研究、开发、教学。培训、实验、试验或生产同位索的反应堆。 2 规范性引用文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有 的修改单（不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方 研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。 GB/T5204核电厂安全系统定期试验与监测 GB/T13285核电厂安全重要系统和部件的实体防护 GB/T13629核电厂安全系统中数字计算机的适用准则 GB18871一2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准 EJ/T529用于核电厂安全重要系统数字计算机 EJ/T1058核电厂安全系统计算机软件 HAF201（1995）研究堆设计安全规定 HAD201/01（1996）研究堆安全分析报告的格式和内容 3术语和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3. 1 旁通bypass 为了维修，试验、修复或改变运行方式使安全系统一个或一个以上的组成部分退出运行所采取的 措施。 3. 2 置信度confidencelevel 一个约定真值落入其预定间隔内的概率，通常用百分数表示。 3. 3 可信的credible 已证明某一事件或工况发生的概率不会小到事实上不可能发生的程度的限定词。 3, 4 风险可忽略的研究堆negligible-riskresearchreactor 在研究堆安全系统完全失效同时又发生最严重的设计基准事故的悄况下，其放射性后果仍可忽略 的反应堆。 如不应超过GB18871一2002附录B规定的职业照射和公众射的剂量限值。 3. 5 保护子系统 protectiveinstrunent subsystem 一个变量的安全监测装置与符合逻辑（如三取二）的组合（见图1）， 1 PDF文件使用"pdfFactoryPro"试用版本创建wwfineprint.com cn EJ/T 6032005 3. 6 安全联锁safetyinteriock 安全系统的一个功能，除非满足所有规定的条件，否则它将禁止可能影响反应堆安全的一些探作。 4设计基准 研究堆安全系统应有设计基准文件，该文件用来判断安全系统的设计（包括设计变更）是否合适。 依据HAD201/01（1996）中2，7.8.1和I8.4编写设计基准文件。 对于研究堆的每种运行方式，设计基准文件应至少包括： a）安全系统应起作用的每一个设计基准事故，对应每一个设计基准事故所允许的研究堆运行工况 的限值； b）判断可能需要安全联锁或专设安全设施处理事故的准则： c) 要设置的安全联锁及其特定功能： d) 应自动完成的安全动作和仅靠手动完成的安全动作： e）安全动作的整定值： f）为适应研究堆不同运行方式而改变整定值的要求： g)2 为探测每一个设计基准事故需监测的过程变量：对空问相关变量，为了安全所需探测器的最低 数量及其配置： h) 监测每一个设计基准事故有关变量所需的保护子系统，每一个子系统所需的安全监测装置的数 目，元余通道间及其连接的隔离要求，对符台逻辑的要求； i）每一个保护子系统的最低性能要求，例如最程、准确度、响应时间等： j）安全设备的性能要求，包括响应时间和保护系统的接口： k）在稳态、瞬态以及在正常、异常和事故工况下，要求安全系统保持其功能的环境条作（例如电 源、温度、湿度、压力、振动、辐射）及其变化范围 1) 可能损害安全系统功能的外部事件（火灾，爆炸、地袭、水淹、雷击、飞射物、龙卷风和飓 风），以及为了保持执行安全动作的能力需采取的保护措施（见GB/T13285）： m) 对安全系统任一部分旁通的要求，允许使用旁通的条件和有关的具体措施： n）安全系统设计的可靠性目标：研究堆运行期间所使用的试验设备、试验目的、方法和可接受限 值： 0）对安全系统检查、试验和校准的时间间隔： p）除了通常的质量保证措施之外，由于安全系统设计的特殊性所要求的其他质量保证要求： Q）依据安全系统的实际特性，为满足本标准要求所需的行政管理程序。 5设计准则 5.1一般要求 研究堆安全系统的设计应符合HAF201（1995）中5.6的规定。应通过安金系统的保守设计，质量 鉴定、固有安全性和非能动安全特性等措施实现事故预防。 5.2单一故障 5.2.1单一故障准则 在发生始发事件的同时安全系统内出现单一故障（包括其引起的所有继发故障）的情况下，能完 成所的安全动作。所需的安全动作是： a）执行每一个安全联锁： b）完成每一个设计基准事故的预期要求，例如自动探测、报警和紧急停堆： 2 PDF文件使用"pdfFactoryPro"试用版本创建wwfineprint.com cn EJ/T603-2005 c）执行手动安全停堆， 5.2.2单一故障准则的应用 除了下述五种情况以外，每一个研究堆安全系统的设计都应满足单一故障准则。 5.2.2.1利用安全系统的概率安全评价（PSA）方法确定的不可信假定故障（例如发生概率小于 10-/堆年）可不考虑。 5.2.2.2对于风险可忽略的研究堆，5.2.1中a）和b）所述的安全动作不必遵从单一故障准则。 5.2.2.3脉冲堆安全系统中仅对反应性编离型事件起保护作用的那一部分，5.2.1中b）所述的安全 动作不必遵从单一故障准则。 5.2.2.4有可信的故障率数据，且可靠性分析证明安全系统的可靠性达到了5.2.1中a）和b）允许 不满足单一故障准则的目标。通常，此目标的最低限值