GB-T 36041-2018压水堆核电厂安全重要变量监测准则

ICS27.120.20______R^

Bj

中华人民共和国国家标准

GB/T36041—2018

压水堆核电厂安全重要变量监测准则

Monitoringcriteriaforvariableimportanttosafetyinnuclearpowerplantsfor

pressurizedwaterreactors

2018-03-15发布2018-10-01实施

糌民国共11国1质1监管督1验委检疫/1发布

GB/T36041—2018

刖

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。

GB/T36041—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7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

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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instrumentationandcontrolsystemsimportanttosafety

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variableimportanttosafety

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variablegroup

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associatedvariable

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fissionproductbarrier

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defence-in-depth

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postulatedinitiatingevents;PIE

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neutronfluencerate

在时间间隔cU内中子注量的增量d少除以cU的商。见式（1)。

ji—d^/dt—d2N/da•.........................(1)

注1:该量单位为每平方米秒(n2/rs)。

注2:改写GB/T2900.81—2008,定义393-14-25。

3.9

等效液位equivalentliquidlevel

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。

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3.10

安全停堆safeshutdown

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subcooling

某处液体温度与所在压力下相应的饱和温度之差。

3.12

原位试验in-situtest

传感器或部件在没有离开系统的安装位置所进行的性能试验。

4安全重要变量监测要求

4.1一般要求

4.1.1安全重要仪控系统设计应与电厂总体设计和各工艺系统的设计协调一致，并满足电厂工艺系统

和设备安全运行所需的状态监视、过程控制和安全保护的需求。

4.1.2安全重要变量监测的设计是仪表和控制系统设计的重要组成部分，应符合NB/T20026规定的

仪表和控制系统总体设计要求。依据HAF102确立的电厂基本安全功能、纵深防御的设计概念，通过

安全分析确定核电厂安全重要变量或变量组。

4.1.3安全重要仪表和控制系统设计应依据纵深防御概念，为应对假设始发事件确定的每个基本安全

功能提供多层次仪表和控制的功能系统。

4.1.4鉴于同一事件状态可由不同的过程变量表征，考虑到变量监测信号的真伪性，因此，用于保护功

能的逻辑系统，应采用功能多样性和(或)变量多样性设计。多样性设计应符合NB/T20068的规定。

4.1.5用于监视、控制或保护功能的信号应尽可能由变量直接测量获得。为了不使整个仪表和控制系

统复杂化，不同功能需求的同一变量的监测可共用监测点。用于保护功能的监测仪表的设计应符合

GB/T13626规定的单一故障准则和NB/T20060规定的隔离准则。

4.1.6安全重要变量应在主控制室显示和警示电厂或设备运行异常，并能使操纵员对电厂的实时状态

和动态特性做出正确判断。变量整定值应依据NB/T20072确定。

4.1.7支持安全重要系统实施安全功能的设备（如应急电源、蓄电池等），表征其可运行状态的变量应

在主控制室显示。

4.1.8安全重要过程变量的监测仪表应能在各种可能的环境条件和电厂的各种限制条件下实施连续

监测，为系统执行安全功能提供准确、快速和可靠的信息。

4.1.9不能直接测量获得的安全重要信息（如堆芯冷却裕度、燃料包壳温度和反应堆压力容器等效液

位等），应通过关联变量的直接测量和(或)计算获得。

4.1.10安全重要监测仪表应由不间断电源供电，电源安全级别与其供电的仪表和控制系统相适应，并

符合NB/T20071的规定。

4.1.11仪表管线的设计和布置应符合NB/T20255的规定，仪表安装应符合NB/T20053的规定。

4.1.12用于安全重要变量监测设计的人因工程原则应符合NB/T20061的规定。

4.2安全重要变量的确定

变量是表征电厂工艺系统运行状态(如压力、温度、流量、液位、辐照等）和设备运行状态(如转速、阀

门的开或关、自动动作的执行情况)及其变化趋势的特征量。变量监测为实施安全重要的监视、控制和

保护功能提供所需信息。应依据下列要求确定安全重要变量：

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GB/T36041—2018

a)基于电厂安全设计基准和安全分析，确立安全重要仪表和控制系统实施安全功能所需的变量

或变量组：

1)实施反应性控制有关变量；

2)排出反应堆和燃料池余热有关变量；

3)封闭放射性物质、控制放射性物质正常排放和限制事故释放功能的有关变量；

4)为实现安全重要功能提供支持的其他变量。

b)按照纵深防御安全设计原则，为应对每个假设始发事件而设置多层次的功能系统实施安全重

要功能所需变量：

1)用于电厂正常运行的状态监测和自动控制，防止系统和设备偏离正常运行，保持过程变量

在正常运行限值内，并为操纵员提供电厂正常运行所需的信息。

2)用于探测和纠正偏离正常运行状态，当电厂系统和设备出现不正常瞬态而自动调节功能

不足以维持受控状态时，触发保护动作，以防止预计运行事件升级为事故工况。

3)基于某些预计运行事件的升级仍有可能未被前一层次的防御所制止而发生设计基准事故

时的假设，需启动专设安全设施运行以缓解事故后果，并使电厂达到安全停堆状态。

4)控制设计扩展工况后果所需的变量。

c)按照GB/T13627规定的核电厂事故后监测仪表的功能需求和监测变量的选择准则确定的

变量。

d)维持安全停堆状态所需的变量，依照EJ/T561的要求确定。

4.3监测仪表

鉴于核电厂安全重要变量监测仪表种类的多样性和功能的多样性，仪表的功能特性、可靠性和可运

行性应满足系统实施安全功能的要求，因此监测仪表的选择应符合下述相关规定：

a)功能分类，监测仪表应基于实施功能的安全重要性，按照GB/T15474确定的分类方法进行功

能分类，可划分为A、B、C三类，进而确定不同类别的技术要求和质量要求。用于执行不同功

能类别的多用途的变量监测仪表，应按其执行的最高安全功能分类。通常事故监视仪表系统

也可用于正常运行和预计运行事件期间变量的监视。建议电厂建立安全重要变量监测仪表及

其功能分类清单。

b)功能特性，监测仪表的量程和功能特性(包括准确度、响应时间、稳定性、环境耐久性、电磁兼容

性)应在NB/T20026给出的电厂限制条件下满足不同运行工况的功能要求。

c)鉴定，监测仪表应基于功能类别，依据其功能要求和实际安装场所的环境条件，按照GB/T12727

的规定进行鉴定。

d)可试验性，监测仪表应具有原位试验的能力，试验方法、在线检定和(或)校准应符合GB/T5204

和NB/T20069的要求。对智能仪表还应具有在线自检能力。

e)可维修性，监测仪表的设计应便于维修，并保持其初始鉴定时确定的鉴定状态。如需在线维

修，设计应提供维修旁通。

5堆芯及控制棒位置监测

5.1安全功能与监测变量

5.1.1安全功能

反应堆堆芯仪表系统监测的变量为下列安全功能提供输入：

a)控制堆芯的反应性，能在任何情况下停闭反应堆并保持次临界；

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b)排出堆芯热量(包括余热），始终保持堆芯被淹没和充分冷却；

c)保持燃料包壳结构完整性和堆芯几何形状。

5.1.2监测变量

反应堆功率和功率分布监测用于反应性控制和堆芯排热（包括余热）控制，防止出现超功率（或超

温），以保持燃料包壳完整性，防止出现堆芯熔化的严重事故。中子注量率是表征反应堆反应性或核功

率水平，也能反映堆芯部件的振动和冷却剂中的沸腾现象，是可直接监测的安全重要变量。控制反应性

的主要手段是向堆芯插入控制棒，控制棒位置监测将参与反应性控制。

堆芯充分冷却由足够的冷却剂（淹没堆芯）和冷却剂有足够的过冷度来保证，冷却剂过冷度是压力

和温度的函数，不能直接测量获得，而是通过压力和温度的测量计算获得。压力容器等效液位是表征堆

芯冷却剂总量，判断饱和状态下堆芯冷却状态变化趋势的安全重要变量。

5.2中子注量率测量

5.2.1监测要求

5.2.1.1核电厂应设置中子注量率测量来监测反应堆功率和功率分布。

5.2.1.2为了控制反应堆功率和局部功率，不仅应监测整个堆芯中子注量率的平均值，还应监测其空间

分布(轴向和径向）和低功率区段监测中子注量率的变化率。在某些情况下，应监测堆芯局部的中子注

量率。

5.2.1.3为了反应堆安全运行，应在全运行范围内监测中子注量率，以避免中子注量率低时可能出现反

应堆短周期的危险情况。监测仪表应覆盖全运行范围中子注量率，以满足不同区段保护功能的需要。

如果单个测量装置可能覆盖不了全运行范围内的注量率，可使用一个以上不同类型的测量仪表来覆盖

整个运行范围的中子注量率，以便获得堆芯轴向高度或整个堆芯体积的中子注量率平均读数，测量区段

之间应至少有一个量级的量程重叠。

5.2.1.4不同区段反应堆保护的触发信号应由相应区段的监测仪表提供。在下一组运行范围更高的测

量装置给出运行指示之前，应当采取措施，防止保护功能过早地切换到下一组测量装置上。

5.2.1.5堆芯轴向高度或整个堆芯的中子注量率平均读数可以通过其有效长度近似等于整个堆芯高度

的堆外探测器或安装在堆芯内的测量堆芯中子注量率分布的探测器进行测量。

5.2.2测量仪表

堆芯中子注量率测量仪表设计的基本要求、功能特性（机械特性、电气特性和核特性）、各项试验应

符合GB/T8995的规定。

5.3控制棒位置监测

为监视和控制（手动或自动）反应堆核功率及功率密度分布，应监测并显示控制棒在堆芯的位置。

5.4堆芯冷却监测

5.4.1监测变量

核电厂所有工况下(包括正常运行、预计运行事件和事故工况）都应保证堆芯充分冷却，并向操纵

员提供可靠的信息评估堆芯冷却是否充分和实施安全操作。只要给堆芯提供足够的冷却剂装量并保持

足够的过冷度就能使堆芯得到充分冷却。

正常功率运行期间，由一回路强迫循环带出堆芯热量，反应堆冷却剂变量（包括压力、流量、液位和

压力容器出入口温度)应控制在设计限值内，以保证堆芯能得到充分冷却。

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事故停堆期间，由应急堆芯冷却系统提供足够的冷却剂排出堆芯余热。因此，堆芯冷却设计应设置

反应堆压力容器等效液位监测来监视冷却剂总量和堆芯淹没情况，设置堆芯燃料组件出口冷却剂温度

监测来计算冷却剂的过冷度和监视堆芯冷却是否充分及其变化趋势。

冷停堆期间，由余热排出系统排出堆芯余热。应由压力容器液位、堆芯出口温度监测和（或)采用余

热排出系统热交换器出入口温度和流量监测来监视堆芯冷却是否充分。

5.4.2堆芯出口温度测量

堆芯燃料组件出口冷却剂温度应在正常运行、预计运行事件和事故工况期间连续监测，以便与反应

堆压力容器水位、冷却剂压力和出口温度一起计算冷却剂过冷度和评估堆芯冷却状态的变化趋势。应

选择多个合适的温度测点，以便控制和估算反应堆径向温度分布和堆芯冷却裕度。堆芯温度探测器的

特性和测试方法应符合GB/T7166和NB/T20375的规定。

5.4.3反应堆压力容器液位监测

核电厂正常运行期间，由稳压器液位控制使冷却剂充满反应堆压力容器。

在反应堆冷却剂系统失水事故或冷停堆期间，需要压力容器液位监测显示堆芯冷却剂总量。反应

堆余热使冷却剂可能出现饱和状态，这时冷却剂中可能形成空泡，从而引起反应堆压力容器等效液位的

变化。压力容器等效液位参与操纵员诊断堆芯冷却状态的变化趋势。

在预计运行事件或事故工况期间，监测装置应具有足够的量程和响应速度提供液位变量动态信息。

监测系统应符合GB/T13632的规定。

6反应堆冷却剂系统监测

6.1安全功能与监测变量

6.1.1安全功能

反应堆冷却剂系统的仪表为下列安全功能提供输入：

a)传输堆芯热量和冷却堆芯，避免出现燃料元件破损；

b)参与慢化剂硼化以辅助控制反应性；

c)保持反应堆冷却剂压力边界的完整性，封闭放射性物质在冷却剂流体回路内。

6.1.2监测变量

核电厂功率运行期间，一回路构成了反应堆冷却剂压力边界，并作为放射性物质向安全壳大气释放

的一道密封屏障。保持一回路冷却剂足够的装量、流量和压力，并确保压力边界结构完整性是堆芯充分

冷却的必要条件。其运行状态应能在控制室监控。稳压器液位和压力、环路流量、压力容器出入口冷却

剂温度是控制和保护反应堆(超功率和超温)和保持压力边界完整性所需的安全重要过程变量应连续监

测。参与稳压器液位控制的上充和下泄流量也应视为安全重要变量。一回路超压保护安全阀和低温超

压保护安全阀的状态监测应具有安全重要性。

当一回路出现各种尺寸的破口时，需要应急堆芯冷却系统注入足够的含硼冷却水，保证堆芯充分冷

却，防止堆芯熔化或防止燃料组件和堆内构件出现可能影响堆芯冷却的变形并维持堆芯的次临界状态。

应设置应急堆芯冷却相关流量、储水箱液位和硼浓度监测、安全壳压力和安全壳内大气冷却相关的流量

和温度等监测，并为操纵员监督堆芯冷却和采取必要的行动提供显示。维持注-排循环模式运行所需的

辅助变量应属于安全重要变量。

当余热排出系统运行时，与一回路连通并成为放射性产物密封屏障的一部分。该系统在事故或冷

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停堆期间，排出堆芯余热和控制冷却剂装量。应监测显示堆芯是否充分冷却的过程变量，包括冷却剂入

口压力和温度、出口温度和循环流量。

6.2反应堆冷却剂温度测量

6.2.1由于反应堆控制和保护、操纵员监视和判断反应堆状态的需要（尤其是设计基准事故后的监

视），应设置反应堆压力容器入口和出口（冷却剂主管道冷段和热段）、稳压器液相和汽相温度的监测以

及余热排出系统入口温度和热交换器出入口温度监测。

当需要时，为了监督稳压器安全阀和余热排出系统安全阀的运行状态，在阀的下游可设置温度

监测。

注：安全阀的状态监测可采用下游温度监测或阀位监测或两者同时采用。

6.2.2由于温度探测器运行条件严酷，温度计敏感元件宜有备份，使得换料周期内保持对反应堆的有

效监控。

6.2.3鉴于反应堆冷却剂主管道热段和冷段流体流动特性对温度测量的影响和温度变量的功能特性

要求，应选择合适的温度探测器类型、数量和安装部位。

6.2.4由于核电厂的特殊运行条件、严酷的环境条件和功能需求的差异，应合理选择探测器的类型和

安装方式，并考虑由于辐照引起的结构材料的物理和化学性能的变化。通常采用高稳定性的铂电阻温

度探测器监测反应堆冷却剂温度。探测器的性能和鉴定要求应满足GB/T7166和NB/T20148的

规定。

6.3冷却剂流量测量

6.3.1核电厂反应堆冷却剂系统通常是多环路设置，应在每条环路中设置流量监测，以在运行期间流

量损失超过允许值时的实施停堆保护并参与反应堆热功率监测。

6.3.2当启动应急堆芯冷却系统提供堆芯冷却所需的含硼水，应设置应急堆芯冷却流量连续监测，为

操纵员监督堆芯冷却提供显示。

6.3.3余热排出系统运行后，该系统的流量监测应为操纵员判断堆芯是否充分冷却提供显示。

6.3.4用于反应堆保护的冷却剂流量监测应通过成熟的、可信度高的测量方法直接测量获得，测量值

应在主控制室显示。

注：测量环路管道弯头两侧的压力损失、蒸汽发生器出入口的压降、热交换器两端的压降、主泵的转速、主泵出入口

压差或其他方法均可测量冷却剂管道流量。在压水堆启动期间可以用其他方法来估计循环流量。

6.3.5流量监测应在整个运行范围内可靠地显示测量值。测量仪表的准确度、响应时间和稳定性应满

足相关要求。如采用差压变送器，应满足NB/T20318和NB/T20228的规定。

6.4冷却剂压力测量

6.4.1应设置冷却剂压力监测，在电厂正常运行、预计运行事件和事故工况期间为操纵员提供一回路

运行状态的显示，并在必要时触发停堆保护，启动专设安全设施投入，当压力降低到一定值时允许余热

排出系统投入等。必要时为了监视压力边界隔离阀的密封性，需要在隔离阀前后测量差压。

6.4.2一回路压力应连续监测，监测仪表的功能特性（准确度、响应时间和稳定性）应满足功能需求和

NB/T20318的规定。监测信号和阈值报警应在控制室显示。仪表管线的设计和布置应符合NB/T20255

的规定。

6.4.3压力监测取样点宜布置在稳压器上。为了减少取样点，同一序列不同功能可共用取样点，还可

以与稳压器液位监测共用。

6.5稳压器液位测量

6.5.1稳压器液位的变化表征反应堆冷却剂总量的盈亏，为保证堆芯始终处于淹没状态并防止冷却剂

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GB/T36041—2018

泵内出现汽蚀，应设置稳压器液位监测，用于为操纵员提供反应堆冷却剂总量及其变化趋势的指示，触

发停堆保护，启动应急堆芯冷却系统等。

6.5.2监测仪表的功能特性(测量范围、准确度、响应时间和稳定性)应满足功能需求和NB/T20318的

规定。监测信号和阈值报警应在控制室显示。仪表管线的设计和布置应符合NB/T20255的规定。

6.6冷却剂泄漏监测

当冷却剂泄漏率超出反应堆冷却剂系统的补偿能力时，将导致稳压器液位持续下降。一回路冷却

剂的泄漏率是用于监督反应堆冷却剂压力边界完整性的重要变量，应设置一回路反应堆冷却剂泄漏

监测。

反应堆冷却剂泄漏应采用多样性监测方法和监测仪表，监测仪表和监测要求应符合NB/T20254

的规定。

6.7冷却剂硼浓度监测

应监测反应堆冷却剂的硼浓度，通过改变可溶性中子吸收材料的硼浓度来控制反应性，以补偿控制

棒的价值可能不足以维持安全停堆。

7二回路系统监测

7.1安全功能与监测变量

7.1.1安全功能

二回路系统监测仪表为下列安全功能提供输入：

a)紧急停堆；

b)启动专设安全设施，如蒸汽发生器应急给水、主蒸汽管道隔离和主给水隔离等。

7.1.2监测变量

二回路系统包括主蒸汽系统、给水系统和蒸汽发生器排污系统。电厂功率运行或热备用模式下运

行时，将一回路热量传递给蒸汽发生器二次测，通过热力循环传送给主汽轮机或冷凝器。当冷凝器不可

用时，将蒸汽排放到大气排出堆芯余热。蒸汽发生器传热管是一回路冷却剂压力边界的组成部分，主蒸

汽管道和给水管道是作为安全壳屏障的延伸部分。因此，电厂正常运行和热备用期间保障蒸汽发生器

系统状态与保证堆芯充分冷却、反应堆冷却剂压力边界的完整性和安全壳屏障的完整性密切相关。应

设置给水流量、蒸汽发生器水位、主蒸汽流量和压力、蒸汽发生器二次侧放射性活度等变量的监测并在

主控制室显示。

7.2给水流量监测

二回路系统应设置给水流量监测。正常运行时主给水流量监测用于控制蒸汽发生器水位在设计限

值内。

7.3蒸汽发生器水位监测

蒸汽发生器水位是核电厂安全重要参量，正常运行时，参与给水流量控制，异常情况时触发紧急停

堆、启动辅助给水投入、主给水隔离和汽轮机脱扣，参与事故后监测。

应设置分别用于控制、保护和事故后监视的窄量程或宽量程监测仪表。

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7.4主蒸汽压力和流量监测

应设置蒸汽流量和压力监测，用于反应堆保护、汽轮机保护和主蒸汽管道超压保护、事故运行监视

和参与蒸汽排放控制等。

8安全壳系统监测

8.1安全功能与监测变量

8.1.1安全功能

安全壳系统仪表为下列安全功能提供输入：

a)触发安全壳隔离、启动应急堆芯冷却系统和安全壳内大气冷却以保证安全壳结构完整性和堆

芯余热排出；

b)停止安全壳扫气净化系统运行；

c)显示事故后反应堆厂房辐射和放射性污染水平；

d)电厂严重事故期间控制安全壳内氢气浓度，避免危及安全壳结构完整性。

8.1.2监测变量

安全壳是核电厂实现纵深防御最后一道裂变产物封闭屏障。安全壳内高能管道破裂可能导致安全

壳大气压力、温度、湿度、辐照剂量和氢气浓度快速上升，从而对安全壳结构完整性和密封性带来风险。

为保持安全壳系统的结构完整性和密封功能，防止放射性物质向环境不可控释放，在电厂发生事故（包

括严重事故）的情况下需实施安全壳系统控制和保护功能。应设置安全壳大气压力、温度和辐照剂量等

安全重要变量监测，用于触发紧急停堆、启动相关的专设安全设施。这些安全重要变量还应为操纵员监

控电厂运行提供显示。

8.2安全壳压力监测

应设置安全壳压力监测用于启动安全注入、安全壳隔离等保护功能，并为操纵员提供安全壳压力

显示。

安全壳压力应连续监测，监测仪表的功能特性(测量范围、准确度、响应时间和稳定性）应满足功能

需求和NB/T20318的规定。

8.3温度监测

事故期间安全壳内温度监测应为操纵员显示温度变化趋势，应设置足够数量的监测点，以便获得安

全壳温度分布的测量值。

8.4辐照监测

应设置放射性水平监测，用于显示安全壳内辐射水平和安全壳屏障的完整性和密封性。

8.5地坑水位监测

应设置安全壳再循环地坑水位和放射性活度监测并在主控制室显示。

9乏燃料储存水池监测

9.1安全功能

乏燃料储存水池仪表系统应为监视乏燃料充分冷却和生物屏蔽提供显示。

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9.2监测变量

乏燃料储存水池既用于冷却乏燃料组件，也起生物屏蔽作用，应能在事故工况下保持足够的水装

量。应连续监测乏燃料储存水池水位和温度并在主控制室报警显示。

10设备冷却水系统监测

10.1安全功能

设备冷却水系统是安全重要系统和设备运行的支持系统，应在电厂正常运行和事故工况期间持续

保持足够的冷却水流量以冷却设备。监测仪表应参与该系统的控制并提供系统运行的状态显示。

10.2监测变量

设备冷却水系统应设置冷却水流量和冷却水源水位的连续监测。

11厂内辐射监测

11.1安全功能

厂内辐射监测涵盖工艺流辐射监测和厂内特定区域的辐射监测。辐射监测具有下列安全功能：

a)显示裂变产物屏障(包括有关设备）的故障状态(完整性和密封性）；

b)为保护人员提供特定区域辐射水平和污染水平的信息；

c)与安全系统联锁实施隔离，防止超剂量排放；

d)显示冷却剂净化系统的效能；

e)事故后为操纵员评估事故性质和执行事故规程提供辐射水平的显示。

11.2监测变量

11.2.1工艺流放射性活度监测

通过工艺介质放射性活度监测，提供评估冷却剂净化系统的效能、裂变产物屏障的状态(完整性）和

潜在向环境释放放射性物质的信息。下列工艺流应设置放射性活度连续监测：

a)反应堆主冷却剂回路；

b)蒸汽发生器二回路侧汽相和液相；

c)设备冷却水回路；

d)燃料厂房；

e)含放射性物质的地坑。

11.2.2区域辐射监测

为保证电厂运行人员免受不必要的辐射照射和避免放射性物质向环境过量排放，应对重要区域的

辐射水平和空气放射性污染水平进行监测。下列区域应设置固定式辐射监测点：

a)安全壳内不同区域和安全壳贯穿区；

b)烟囱；

c)核辅助厂房；

d)控制室进风口。

10

GB/T36041—2018

11.3监测仪表

11.3.1监测点的布置应满足功能需求，对于需要多点测量的变量，应设置足够数量的监测点获得准确

的测量值(如安全壳辐射监测）。监测点布置应符合EJ/T1180的规定。

11.3.2执行安全功能的监测仪表应满足电厂正常运行、预计运行事件和设计基准事故期间和之后实

施安全功能的需求。监测装置的设计、特性、安装、鉴定等要求应满足GB/T12726.1、GB/T12726.3、

GB/T12726.4和GB/T13627的有关规定。监测信号应在主控制室显示。

12严重事故监测

为预防和缓解堆芯熔化的严重事故，操纵员需要依据表征堆芯冷却状态和事故后果的物理参数进

行干预(执行严重事故规程）。这些物理参数可包括堆芯出口温度，冷却剂压力，以及安全壳绝对压力、

辐射剂量和氢气浓度。

应根据严重事故环境条件对严重事故监测系统的可用性进行论证。

11

GB/T36041—2018

参考文献

[1]GB/T2900.81—2008电工术语核仪器物理现象和基本概念

12

GB/T36041—2018

目次

frw..................................................................................m

i范围.................................................................................i

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

GB/T36041—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7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

GB/T36041—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instrumentationandcontrolsystemsimportanttosafety

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variableimportanttosafety

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variablegroup

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associatedvariable

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fissionproductbarrier

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defence-in-depth

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postulatedinitiatingevents;PIE

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neutronfluencerate

在时间间隔cU内中子注量的增量d少除以cU的商。见式（1)。

ji—d^/dt—d2N/da•.........................(1)

注1:该量单位为每平方米秒(n2/rs)。

注2:改写GB/T2900.81—2008,定义393-14-25。

3.9

等效液位equivalentliquidlevel

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。

GB/T36041—2018

3.10

安全停堆safeshutdown

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subcooling

某处液体温度与所在压力下相应的饱和温度之差。

3.12

原位试验in-situtest

传感器或部件在没有离开系统的安装位置所进行的性能试验。

4安全重要变量监测要求

4.1一般要求

4.1.1安全重要仪控系统设计应与电厂总体设计和各工艺系统的设计协调一致，并满足电厂工艺系统

和设备安全运行所需的状态监视、过程控制和安全保护的需求。

4.1.2安全重要变量监测的设计是仪表和控制系统设计的重要组成部分，应符合NB/T20026规定的

仪表和控制系统总体设计要求。依据HAF102确立的电厂基本安全功能、纵深防御的设计概念，通过

安全分析确定核电厂安全重要变量或变量组。

4.1.3安全重要仪表和控制系统设计应依据纵深防御概念，为应对假设始发事件确定的每个基本安全

功能提供多层次仪表和控制的功能系统。

4.1.4鉴于同一事件状态可由不同的过程变量表征，考虑到变量监测信号的真伪性，因此，用于保护功

能的逻辑系统，应采用功能多样性和(或)变量多样性设计。多样性设计应符合NB/T20068的规定。

4.1.5用于监视、控制或保护功能的信号应尽可能由变量直接测量获得。为了不使整个仪表和控制系

统复杂化，不同功能需求的同一变量的监测可共用监测点。用于保护功能的监测仪表的设计应符合

GB/T13626规定的单一故障准则和NB/T20060规定的隔离准则。

4.1.6安全重要变量应在主控制室显示和警示电厂或设备运行异常，并能使操纵员对电厂的实时状态

和动态特性做出正确判断。变量整定值应依据NB/T20072确定。

4.1.7支持安全重要系统实施安全功能的设备（如应急电源、蓄电池等），表征其可运行状态的变量应

在主控制室显示。

4.1.8安全重要过程变量的监测仪表应能在各种可能的环境条件和电厂的各种限制条件下实施连续

监测，为系统执行安全功能提供准确、快速和可靠的信息。

4.1.9不能直接测量获得的安全重要信息（如堆芯冷却裕度、燃料包壳温度和反应堆压力容器等效液

位等），应通过关联变量的直接测量和(或)计算获得。

4.1.10安全重要监测仪表应由不间断电源供电，电源安全级别与其供电的仪表和控制系统相适应，并

符合NB/T20071的规定。

4.1.11仪表管线的设计和布置应符合NB/T20255的规定，仪表安装应符合NB/T20053的规定。

4.1.12用于安全重要变量监测设计的人因工程原则应符合NB/T20061的规定。

4.2安全重要变量的确定

变量是表征电厂工艺系统运行状态(如压力、温度、流量、液位、辐照等）和设备运行状态(如转速、阀

门的开或关、自动动作的执行情况)及其变化趋势的特征量。变量监测为实施安全重要的监视、控制和

保护功能提供所需信息。应依据下列要求确定安全重要变量：

3

GB/T36041—2018

a)基于电厂安全设计基准和安全分析，确立安全重要仪表和控制系统实施安全功能所需的变量

或变量组：

1)实施反应性控制有关变量；

2)排出反应堆和燃料池余热有关变量；

3)封闭放射性物质、控制放射性物质正常排放和限制事故释放功能的有关变量；

4)为实现安全重要功能提供支持的其他变量。

b)按照纵深防御安全设计原则，为应对每个假设始发事件而设置多层次的功能系统实施安全重

要功能所需变量：

1)用于电厂正常运行的状态监测和自动控制，防止系统和设备偏离正常运行，保持过程变量

在正常运行限值内，并为操纵员提供电厂正常运行所需的信息。

2)用于探测和纠正偏离正常运行状态，当电厂系统和设备出现不正常瞬态而自动调节功能

不足以维持受控状态时，触发保护动作，以防止预计运行事件升级为事故工况。

3)基于某些预计运行事件的升级仍有可能未被前一层次的防御所制止而发生设计基准事故

时的假设，需启动专设安全设施运行以缓解事故后果，并使电厂达到安全停堆状态。

4)控制设计扩展工况后果所需的变量。

c)按照GB/T1362