标准解读

GB/T 12789.2-1991是一项中国国家标准，专注于核反应堆仪表的规范与要求，特别是针对压水堆(PWR)这一特定类型的核反应堆。本标准作为系列准则的第二部分，旨在确保核反应堆运行的安全性与效率，通过规定仪表的设计、选型、安装、校验及维护等方面的具体要求来达成此目标。以下是该标准主要内容的概述：

  1. 范围：明确了本部分标准适用于压水堆核动力装置中各类仪表的选择、使用和管理，这些仪表对于监测和控制反应堆运行参数至关重要。

  2. 术语和定义：为确保标准内外沟通的一致性，首先定义了与核反应堆仪表相关的专业术语，如“安全级仪表”、“非安全级仪表”等，明确了它们在标准中的具体含义。

  3. 仪表分类：根据仪表的功能和对安全的重要性，将其分为不同的类别，如保护系统用仪表、控制用仪表、监测用仪表等，并针对每一类仪表制定了不同的性能要求和测试准则。

  4. 设计与选型原则：规定了仪表设计应遵循的原则，包括可靠性、可维护性、抗干扰性以及适应核电站特殊环境的能力。同时，给出了选型时需考虑的因素，如精度、响应时间、长期稳定性等。

  5. 安装与实施：详细说明了仪表的安装要求，包括位置选择、管线布置、电缆屏蔽以及防振措施，确保仪表能够准确无误地测量所需参数且不易受外界因素干扰。

  6. 校验与标定：强调了仪表定期校验和标定的重要性，规定了校验周期、方法及合格标准，以保证仪表读数的准确性，并要求建立完善的校验记录管理体系。

  7. 运行与维护：提供了仪表运行期间的监控指南和维护策略，包括日常检查、故障处理程序以及更换标准，确保仪表在整个寿命周期内的可靠运行。

  8. 质量保证：要求从仪表的设计、制造、安装到运行维护的全过程中实施严格的质量控制和质量保证措施，确保仪表性能满足核安全法规和标准要求。

  9. 参考文献与标准：列出了制定本标准时参考的相关国内外标准和技术文件，为使用者进一步了解或深入研究提供依据。


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  • 现行
  • 正在执行有效
  • 1991-04-11 颁布
  • 1991-12-01 实施
©正版授权
GB/T 12789.2-1991核反应堆仪表准则第二部分：压水堆_第1页
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UDC621.039.564F87中华人民共和国国家标准GB12789.2-91核反应堆仪表准则第二部分：压水堆CriteriafornuclearreactorinstrumentationPart2：pressurizedwaterreactors1991-04-11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GB12789.2-91第二部分：压水堆CriteriafornuclearreactorinstrumentationPart2:Dressurizedwaterreactors本标准等效采用国际标准IEC23ID(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;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，或是增加的条款主题内客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馒化剂，并且在反应堆压力容器内不发生明显的沸腾。驱动汽轮机的热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亮结构内；固体陶瓷燃料封装在金属包壳内；C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；有时应用固定安暨的中子吸收材料和（或）缓慢改交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。2引用标准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然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

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