标准解读
GB/T 12789.1-1991《核反应堆仪表准则 第一部分:一般原则》是中国关于核能领域的一项重要标准,旨在为核反应堆中使用的仪表设备设立基本规范和要求。该标准从安全性和可靠性角度出发,确保核反应堆运行过程中的监测与控制准确无误,以预防事故并保障人员、环境的安全。以下是该标准主要内容的概览:
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适用范围:明确了标准适用于核反应堆及其相关系统中所使用的仪表设备,包括测量、指示、记录、控制及保护等功能的仪表。
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术语定义:对在核反应堆仪表领域中常用的专业术语进行了明确界定,便于统一理解和应用。
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基本原则:强调了仪表设计、选择、安装、使用及维护应遵循的基本原则,包括但不限于安全性、可靠性、可验证性、可追溯性及适应核环境的特殊要求。
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性能要求:详细规定了仪表的性能指标,如精度、稳定性、响应时间、环境适应性(如耐辐射、耐高温高压)等,确保仪表在严苛条件下仍能稳定工作。
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分类与选型:根据仪表的功能、用途及所在系统的具体需求,给出了仪表的分类方法及选型指导原则,帮助用户合理选择合适的仪表类型。
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质量保证:强调了从设计、制造到安装、运行的全过程中,必须实施严格的质量保证措施,确保仪表的品质满足核安全的高标准。
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校验与标定:规定了仪表定期校验与标定的要求,确保仪表读数的准确性,并对校验方法、周期及合格标准进行了说明。
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故障检测与处理:提出了仪表故障的早期检测、诊断及应对策略,确保能及时发现并处理潜在问题,减少对核反应堆安全运行的影响。
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文档与记录:要求对仪表的规格参数、安装位置、校验记录、维修历史等信息进行详细记录和妥善管理,以便于追踪和审查。
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- 现行
- 正在执行有效
- 1997-04-11 颁布
- 1991-12-01 实施


文档简介
UDC621.039.564F87中华人民共和国国家标准GB12789.1—91核反应堆仪表准则第一部分:一般原则CriteriafornuclearreactorinstrumentationPartl:Generalprinciples1991-04-11发布1991-12-01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GB12789.1-91部分:第般原则CriteriafornuclearreactorinstrumentationPart1:Gcneralprinciples本标准等效采用国际标准IC231一(1967)《核反应堆仪表一般原则)。主题内客与适用范臣本标准规定了核反应堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的一般原则。本标准给出一般反应堆仪表的设计指南和实施导则。对特定堆型的仪表在其他标准中另有规定。本标准适用于与反应堆整体安全和有效控制有直接关系的仪表。2引用标准GB4083核核反应堆保护系统安全准则3总的要求3.1运行管理指挥系统应对反应堆安全运行负责。指挥系统的主要目标是实现安全原则、可用性原则和人因工程原则。但是在整个反应堆寿期内设计应尽量简化各种可信工况下的安全操作。3.2仪表设计应能使操纵员对反应堆装置的物理状态和动态特性作出充分估计,提供报警来指示出异常状态。3.3仪表所要求的保护级别由下述考虐确定:3.3.1在事故情况下,要求该安全系统正确动作,以避免事故对公众产生不可接受的危害结果。该类仪表的保护级别是由人道主义、可实现性、经济性和其他考电而确定的。3.3.2该安全系统的安全失效不会导致对公众产生不可接受的危害作用。此情况下安全系统的功能是为保护反应堆免于破坏并减少事故过程中对工作人员的辐照。3.4考惠到事故的多种性质,堆芯过度辐照导致堆芯性能的复杂化以及估算偶然事件影响所采用的数学模型可能引入未知误差,采用单一参数测量一般是不能提供充分保护,因此,至少应测量二个独立参数来监测某种偶然事件执行保护,而其中一个参数应直接测量。3.5反应堆控制系统和反应堆安全系统应保持独立,一个系统的故障不会引起另一个系统的误动,要求安全动作优先于控制动作。3.5.1当反应堆控制系统产生任何故障(故障组合)或误动,使运行参数超出整定值时,反应堆安全系统应提供保护、3.5.2安全系统的任何故障(故障组合)都不应使控制系统导致反应性增加。3.6反应堆处于试运行或其他非正式运
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