標準解讀
GB/T 12789.2-1991是一項中國國家標準,專注于核反應堆儀表的規范與要求,特別是針對壓水堆(PWR)這一特定類型的核反應堆。本標準作為系列準則的第二部分,旨在確保核反應堆運行的安全性與效率,通過規定儀表的設計、選型、安裝、校驗及維護等方面的具體要求來達成此目標。以下是該標準主要內容的概述:
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范圍:明確了本部分標準適用于壓水堆核動力裝置中各類儀表的選擇、使用和管理,這些儀表對于監測和控制反應堆運行參數至關重要。
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術語和定義:為確保標準內外溝通的一致性,首先定義了與核反應堆儀表相關的專業術語,如“安全級儀表”、“非安全級儀表”等,明確了它們在標準中的具體含義。
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儀表分類:根據儀表的功能和對安全的重要性,將其分為不同的類別,如保護系統用儀表、控制用儀表、監測用儀表等,并針對每一類儀表制定了不同的性能要求和測試準則。
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設計與選型原則:規定了儀表設計應遵循的原則,包括可靠性、可維護性、抗干擾性以及適應核電站特殊環境的能力。同時,給出了選型時需考慮的因素,如精度、響應時間、長期穩定性等。
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安裝與實施:詳細說明了儀表的安裝要求,包括位置選擇、管線布置、電纜屏蔽以及防振措施,確保儀表能夠準確無誤地測量所需參數且不易受外界因素干擾。
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校驗與標定:強調了儀表定期校驗和標定的重要性,規定了校驗周期、方法及合格標準,以保證儀表讀數的準確性,并要求建立完善的校驗記錄管理體系。
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運行與維護:提供了儀表運行期間的監控指南和維護策略,包括日常檢查、故障處理程序以及更換標準,確保儀表在整個壽命周期內的可靠運行。
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質量保證:要求從儀表的設計、制造、安裝到運行維護的全過程中實施嚴格的質量控制和質量保證措施,確保儀表性能滿足核安全法規和標準要求。
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參考文獻與標準:列出了制定本標準時參考的相關國內外標準和技術文件,為使用者進一步了解或深入研究提供依據。
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- 現行
- 正在執行有效
- 1991-04-11 頒布
- 1991-12-01 實施


文檔簡介
UDC621.039.564F87中華人民共和國國家標準GB12789.2-91核反應堆儀表準則第二部分:壓水堆CriteriafornuclearreactorinstrumentationPart2:pressurizedwaterreactors1991-04-11發布1991-12-01實施國家技術監督局發布
中華人民共和國國家標準核反應堆儀表準則GB12789.2-91第二部分:壓水堆CriteriafornuclearreactorinstrumentationPart2:Dressurizedwaterreactors本標準等效采用國際標準IEC23ID(1975)對231(1967)出版物核反應堆儀表-一般原則的第四次補充:壓水堆儀表原則》。本標準是在GB12789.1-91《核反應堆儀表第一部分:一般原則》的基礎上,結合壓水堆具體情況補充提出有關壓水堆儀表的標準文中條款的編號與GB12789.1有關條款一致,但有幾點說明:本標準中所缺少的條款,就是GB12789.1中對應的通用條款,對壓水堆而言可以直接采用;本標準中所列的條款,是針對壓水堆儀表的,用以取代GB12789.1中對應的條款;本標準中用?號作標記的條款,是對GB12789.1對應條款所作的補充,或是增加的條款主題內客與適用范困本標準規定了壓水堆儀表及其應用的一般原則。關于核電廠(壓水堆)事故監測儀表的完整要求,另有標準規定。本標準適用于壓水堆(PWR)儀表。壓水堆具有以下特點:。加壓輕水冷卻劑作為饅化劑,并且在反應堆壓力容器內不發生明顯的沸騰。驅動汽輪機的熱汽在蒸汽發生器中產生:b。燃料和一次冷卻劑被包容在一個高度完整的殼體(一回路冷卻劑壓力邊界)內,這殼體通常又被包容在一個高度完整的安全亮結構內;固體陶瓷燃料封裝在金屬包殼內;C燃料、慢化劑、反射層的幾何形狀固定;通過遠距離驅動的機構移動堆芯控制部件,實現反應性的操作控制;有時應用固定安暨的中子吸收材料和(或)緩慢改交溶解于慢化劑中中子吸收材料的濃度來實現輔助的反應性操作控制。2引用標準GB12789.1核反應堆儀表準則第一部分:一般原則GB4083核反應堆保護系統安全準則3總的要求3.4然料包殼溫度被看作最重要的參數。它不是直接測量的,而是根據測量-一次冷卻劑系統的溫度、壓力和流量以及產生功率的大小和空間分布來推斷的。根據核測量、熱工測量以及那些驗證合適的控
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