GB T 13627.1-1992 核电厂事故监测仪表准则 功能准则.pdf

《GB T 13627.1-1992 核电厂事故监测仪表准则 功能准则.pdf》由会员分享，可在线阅读，更多相关《GB T 13627.1-1992 核电厂事故监测仪表准则 功能准则.pdf（20页珍藏版）》请在麦多课文档分享上搜索。

1、UDC 621. 039. 577 621. 039. 564. 001. 6 F 82 f岳2_._JGB 13627. 1 13627.2 92 . Criteria for accident monitoring instrumentations in nuclear power generating station 1992-08-29发布1993-04-01实施国家技术监督局发布. 录( 1 ) ) n叫l ( 功能准则仪表准则. . 目核电厂事故监测仪表准则核电厂事故监视l仪表准则GB 13627. 1 GB 13627. 2 中华人民共和国国家标准核电厂事故监测仪表准则功能准则C

2、riteria for accident monitoring Instrumentations In nuclear p。wergenerating statl。nsCriteria for functions GB 13627.1-92 为确保核电厂安全，必须设置仪表，监测事故期间及事故后包括长期稳定停堆期间电厂的状态1 主题内容与适用范围本标准规定了事故过程变量、监测单个安全系统和安全重要的其它系统状态变量的选择准则，以及监测设备的部分性能要求本标准适用于压水堆核电厂现场环境、过程和安全有关设备状态监测仪表2 引用标准GB 5204 核反应堆保护系统的定期试验与监测GB 12727 核电

3、厂安全系统电气物项质量鉴定GB 12788 核电厂安全级电力系统准则GB 13286 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则、GB 13625 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定GB 13626单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统GB 13627. 2核电厂事故监测仪表准则仪表准则HAF 0103 核电厂厂址选择的大气弥散问题HAF 0306 核电厂运营单位的应急准备HAF 0400核电厂质量保证安全规定3术语3.1 事故accidents 设计基准事故事件和那些非假设的，但有可能使相当大数量的放射性物质释放到环统中去的事件3.2重要安全功能criticalsafety functior四为防止对

4、公众的健康和安全产生直接的和即时的危害所必需实施的那些安全功能，它们包括ga. 反应性控制，b. 反应堆堆芯冷却，c. 反应堆冷却剂系统的完整性，d. 反应堆安全壳的完整性3.3当前值currentvalue 与现时相关的，并在信息显示通道的响应时间界限内，示是可用的变量信国家技术监督局1992-08-29批准1993-04-01实施I . 一一一GB 13627-1-92 3.4 设汁基准事故事件designbasis accident events 1 在电厂安全分析中假设的那些事件它们中任一个都可能在电厂寿期中发生，但不包括那些预期在电厂寿期中频繁地不止一次发生的事件（即所谓正常事件和预

5、期运行事件），以及那些预期在电厂寿期中不会发生，但其后果有可能使大量放射性物质释放到周围环境中去的事件3.5信息显示通道information display chamel 左、口为检测和显示电厂工况，从被测过程变量到显示装置，由电气的或机械的部件或二者所构成的集3. 6变化率rate当前值的一次时间导数。3. 7 响应时间response time 从被测变量发生阶跃变化到输出信号的相应变化量第一次达到最终值的90%所需要的时间3.a趋势trend当前值总的趋向即g上升、恒定或下降4 基本概念建立某些基本概念，有助于设计者选择监测事故过程的变量，并得到监测这些变量的仪表的适当设计准则4. 1

6、 计划的和非计划的操纵员的操作计划操作，即电厂运行人员对安全分析和评价确定的设计基准事故情况采取特定的手动操作。非计划操作，即电广状态的发展变化与安全分析预测情况不一致情况时的手动操作。必须设置事故监测l仪表，以保证运行人员有足够的信息监测电厂的事故过程并进行适当的操作。仪表还须指示出堆芯燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界和反应堆安全壳的完整性是否下降到电厂安全分析和评价所预测的界限之外。4. 2 变量类型变量共分A、B、C、D、E五种类型A类z为使控制室运行人员有可舵在未设置自动控制装置情况下，采取特定的手动控制措施提供必要基本信息，以及在发生设计基准事故时为使安全系统完成其安全功能所必须监

7、测的变量B类：为评价执行和维持重要安全功能的过程，向控制室运行人员提供信息所需要监测的那些变量C类z为显示裂变产物屏隙（堆芯燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界、反应堆安全壳可能破裂或实际上已经破裂提供信息所需要监测的那些变量D类g为显示单个安全系统和安全重要的其它系统运行状态而提供信息的那些变量E类确定放射性物质释放量和连续估价这些放射性物质释放所需要监测的那些变量4.3变量分级本标准把附录A（补充件）所列出的变量根据其对安全的重要性分三级.1级用于关键变量，对其仪表规定了最严格的设计和质量鉴定要求.2级适用于显示系统运行状态的变量，对其仪表规定了较严格的要求。备用和辅助监测用的诊断用仪表监测

8、的变量为3级，这种等级的仪表质量应达到高质量工业用仪表水平。对于有更高质量要求的仪表，因现有工艺水平不能达到要求时，也可以使用3级设计和质量鉴定标准。一般B、C类关键变量属1级，其辅助变量为3级，D、E类关键变量属2级，其辅助变量为3级附录A列出了压水堆核电厂最低限度必须监测的各种类型的变量、变量的量程、分级以及监测目的。2 . GB 13627-1-92 5 设计基准电厂设计者必须对事故监测变量的选择及信息显示通道的设计进行评价并编写成文件必须证明所设计的信息显示通道能使控制室运行人员进行以下工作ga. 对于设计基准事故，能进行特定的手动操作（在设置自动控制装置和未设置白动控制装置两种情况下

9、），b. 监测以下重要安全功能执行和维持情况（反应性控制，堆芯冷却g反应堆冷却剂系统压力边界的完整性，反应堆安全壳的完整性），c. 查明可能引起裂变产物屏障（燃料包壳、反应堆冷却ifil系统压力边界、安全壳破裂的变量超过设计基准值的程度以及屏障是否已经破裂，d. 查明每个安全系统和安全重要的其它系统运行状态，以确定每个系统是否正在运行或者是否能够投入运行，以帮助减轻事故后果，e. 监测电厂厂址边界内排出流排放通道和环境，以确定是否有大量放射性物质排放（计划的或非计划的，并连续估价这些释放，f. 当单个通道发出了不明确的显示时，可以通过备用或辅助监测用的诊断仪表通道得到要求的信息。 5. 1 变

10、量的选择5. 1. 1 A类变量选择程序a. 确定需要手动操作的设计基准事故事件gb. 确定为处理那些设计基准事故事件运行人员应采取的特定的操作， 运行人员进行上述特定操作所需要的被测变量，d. 确定在事故期间，运行人员进行特定的手动操作所要求的被测变量当前值、变化率、趋势或者它们的组合5. 1. 2 B类变量选择程序确定最直接指示出以下诸项执行和维持情况的变量为B类变量s反应性控制，a. b. 堆芯冷却，c. 反应堆冷却剂系统压力边界的完整性，d. 反应堆安全壳的完整性。5.1.3 c类变量选择程序确定能最直接指示出堆芯燃料组件，反应堆冷却剂系统压力边界和安全壳可能破裂或已经破裂的变量为C类

11、变量。5- 1 4 D类变量选择程序a. 确定为减轻事故后果应该投入运行的电厂安全系统和安全重要的其它系统gb. 确定能指示出以上各系统运行状态的一个变量或是最少数量的变量。5- 1 5 E类变量选择程序确定计划排出流排放路径，a. b. 确定为减轻事故后果，操纵设备所必须接近的厂区和建筑物， 确定应监测的非计划放射性物质释放的厂区gd确定以上地区应被监测的最少数的变量。5.2性能要求对信息显示通道的设计，至少应确定以下诸项性能要求（对A、B类变量的信息显示通道的性能要求是电厂安全分析推导出来的。对C、D、E类变量信息显示通道的性能要求则是根据以往的经验和好的工程见解提出来的） a. 过程变量

12、的范围，3 二一一一6 b. c. 要求的测量精度，要求的响应特性，需要进行测量的时间间隔，GB d. e. r. 信息显示通道设备现场工作环境，对信息变化趋势和变化率的要求，岳对相关信息分组显示的要求eh. 传感器位置的要求设计准则13627 1-92 , s. 1 仪表设计和质量鉴定一般准则4 表1对压水堆核电厂1、2、3级变量规定了设计和质量鉴定准则表l仪表的设计和质量鉴定一般准则级别设备质量鉴定, - J1 余1 级2 级仪表必须按GB12727的有关规定对设备进行质量鉴定除了假设的被测变量最大值必须等于变量的最大范围外，必须根据设计基准事故事件，对C类变量的信息显示通道进行环撞鉴定必

13、须规定被测变量仪表的量程接近于设计基准事件时该变量的最大起始斜率外推所达到的峰值，这个变量的衰减须认为正比于设计基准事件时该变量的衰减，见附录B（补充件扩大量程的要求保证了即使环境条件恶化超出安全分析假设的条件之外，仪表也能连续地给出信息不必对扩大量程的变量增加附加的质量鉴定余量除了信息显示通道测量的变量本身的环境条件外所有的环境参数范围都须与设计基准事件相关.c类变量设备环境鉴定要求不考虑与扩展量程变量有关的其它环境参数中可能产生的稳态提升值例如，测量安全壳压力的C类传感器必须按被测变量的变化范围进行鉴定（即三倍于混凝土安全壳的设计压力，但是相应的环境温度不是机械地与压力联系在起，更确切地说

14、，环境温度值是由最终安全分析报告决定的质量鉴定标准适用于从传感器到显示稽的整个仪表通道此处显示器是指直接指示和记录装置如果计算机系统中的显示、记录或诊断采用了仪表通道的信号，Jl鉴定标准适用于自传感器直到并包括通道隔离装置抗地震鉴定必须按GB13625有关规定进行在安全停堆地震之后，仪表读数应保持在要求的精度之内在安全停堆地震期间不要求按GB13626的规定，事故监测仪表及其辅助支持设施冷却、照明能源内的单一故障与作为某一事故的条件或后果的故障同时发生时，不应防碍运行人员在上述事故之后，得到确定电厂安全状态，以及将电厂引导无特殊规定3 级无特殊规定I 无特殊规定. . 级别且 JL 余电源通道

15、可用性GB 13627-1-92 续表11 级到并维持在安全状态所必要的信息事故监测通道出现故障，使_, 信息指示不明确（即冗余显示不一致），可能使运行人员出错或不能执行要求的安全功能时，应提供附加信息使运行人员有可能推断出电厂的实际情况，这可通过提供同一变量的附加独立2 . 级通道（增加一个相同的通道）来实现，或者提供一个监测与冗余通道具有巳知关系的不同变量的独立通道增加一个性质不同的通道冗余的或不同性质的通无特殊规定道之间以及与未分类的，但对安全是重要的设备之间直至并包括任一隔离装置都应满足GB 13286设备和电路的要求除了电厂的双回路蒸发器水位仪表以外，不需要在安全系统的每个冗余序列再

16、设置冗余的监测通道按GB12788的规定，仪表须由高可靠性电源供电，并设有各种备用电源，在不允许瞬时断电的地方应由蓄电池组供电在事故前须是可用的，但如果能用其它办法证明是可以接受的，则在通道维修、实验和标定的过程中允许不遵守单一故障准则，二取一的信息显示通道可以停运一个例如s维修、实验和标定操作需要的时间很短，对事故监测仪表系统的整体可用性无明显不利影响，此时可停运一条通道仪表应由高可靠性电源供电，不设备用电源在不允许瞬时断电的地方由蓄电池组供电通道允许停运时间间隔应根据被仪表监测的系统或由其它要求规定的系统停运时间决定3 豆豆无特殊规定无特殊规定5 GB 13627-1 92 . 续表1级别

17、1 级2 级3 级项目核电厂仪表和电气设备设同l级，只作如下修改g囡这些仪表应是高计、制造、安装、采购、包装、运为有些仪表对安全不十分重要，质量的般工业级仪输、贮存、检查、试验、管理e核电所以没有必要对所有的仪表采表，而且应进行选择以厂质量保证记录收集、贮存和管用同样的质保措施，实施质保要承受特定的工作环境质量保证理；核电厂各级质保有关人员合求但应对影响质量的全部活动格条件都必须符一合HAF0400及进行控制使其与仪表的安全重其导则的规定要性相一致这些要求应由深入了解仪表用途的人员确定，并编制成文件须提供连续的实时显示仪表信号可在单个仪表上显示也可以处理后，按要可以采用刻度盘、数字仪表、求显示

18、CRT或长图记录进行显示显示和记录应对排出流放射应对排出流放射性监测仪至少须有一个冗余通道设位监测仪、区域监测信号和区域监测仪信号进行记里记录仪表仪和气象监测仪信号录进行记录如果直接的，即时的趋势信息、速率信息和瞬态信息对给运行人员通报信息或使其采用显示和记录行动是重要的话应设置专用记录仪和指示仪表，而且记录必须是连续可用的另外也可将记录数据连续更新布在计算机的存贮器中按要求进行显示如果无明显的瞬态响应信息丢失的可能时，可以使用诸如巡测仪和扫描记录仪这样间歇的显示装置进行显示量程如果需要两个或更多的仪表覆盖一特殊的量程，贝tl仪表量程应是重叠的5如果要求监测的变量最程，使仪表在正常运行量程内灵

19、敏度降低则应选用分开的几台仪表监测1,2级的A、B、C类变量的仪表的标志应明显地区别于设备识别控制盘上的其他普通设备标志，以使运行人员易于识别他们是用无特殊规定于事故工况的仪表接口当信号传为它用时，应通过隔离装置隔离装置应视为事故监无特殊规定测仪表的一部分，并满足本标准有关规定为维持监测仪表的工作能力，应制定仪表的运行、试验和标定大纲，并按其实施e如果需耍的试验时间间隔比正常电厂停堆的时间间隔短，则应具备带功率运行时的试验能力设计应包括任何时候通道能从运行中撤出的措施设计应便于对那些接近撤出措施的行政管理运行、试验和标定设计应便于对接近所有设定点的调整、组件的标定、校正和试验点的行政管理周期性

20、的校验、试验、标定鉴定应按GB5204规定中有关仪表通道试验的部分进行通常不需要作响应时间的试验隔离装置的安装位置应允许在事故期间接近，以进行维护无特殊规定6 GB 13 6 2 7. 1-9 2 续表l级别1 级。级3 级项目仪表设计应便于故障部件的识别、定！tr、更换、维修或调整监测仪表设计应使仪表、信号装置、记录f；、报告装咒产生异常（使运行人员误解）指示人因的情况减到最少。应采用人因分析的方法确定显示装置的类型和仪表的安装位W:用于维持电厂正常运行的仪表，同时可以兼作事故监测仪表，这样，在事故状态下，运行人员可以使用他最熟悉的仪表直接测虽监测仪表应从直接测量所需要变莹的传感器得到输入信

21、号。如果分析表明一个非直接测量的信号可以提供明确的信息，贝IJt!J.可以采用非直接测量的信号6.2 B类变量设计准则附录A已给出了B类变茸的最少数日、变量范围、分级以及监测目的。这里仅对几个重要的B类变量提出些补充规定，5. 2. 1 在控制室除设置监i反应性控制的中子通茸的当前值显示外，还应设置该变量的变化率和趋势的显示。6. 2. 2 在控制室除设置监测堆芯冷却的堆芯出口i！度、热段温度、冷段温度、冷却剂系统压力、稳压器水位的当前值显示之外，还应设置这些交量的趋势信忠显示。6. 3 c类变量设计准则l5.3. 1 C类变量必须满足以下准则z5.3.1.1 所用的变量数应是为充分监测裂变产

22、物三道屏障所必需的最少数目。5.3.1.2 任何选中的测量必须能确定裂变产物一道或几道屏障严重破坏的可能性（即：堆芯燃料包壳破裂引起的释放量大于全堆燃料包壳气隙和膨胀空间放射性活度的1%。反应堆冷却剂压力边界破坏引起反应堆冷却剂泄漏量大于正常的补水能力。反应堆安全壳破坏引起放射性物质释放量超过隔离区放射性水平的有关规定。5.3.1.3 对C类变茧的信息显示通道不要求高准确性和快速响应，但用于监测安全完可能破坏的C类变量仪表须有一个人为确定的扩大量程，这样，即使仪表工作在超过安全分析预期的工况，其饱和的可能性也可以减少到最小。6. 3. 2燃料包壳破裂的监测5.3.2. 1 信息显示通道必须能检

23、测出燃料包壳可能破裂和己经破裂并对其报警BP，堆芯燃料包完破裂引起的释放量大于全堆燃料包壳气隙和膨胀空间放射性活度的1%）。5.3.2.2 对一次冷却剂放射性活度或放射性水平监测仪表精度要求不亩，土50%1商量程以内的精度都可以接受对于一个输入为满量程10%阶跃输入信号，信息显示通道的响应时间应小于5mino 5.3.3反应堆冷却开1系统压力边界完整性监测6. 3. 3. 1 信息显示通道必须能检验反应堆冷却剂系统可能破裂和已经破裂的情况，并对其报告fo反应堆冷却剂系统压力边界破坏范围扩大到并包括最大的管道两端断裂，所以，用来监测冷却如l系统压力边界破坏的变茧仪表量程必须复盖设计基准事件可能引

24、起破裂尺寸的全部范围。s.3.3.2 为监测反应堆冷却剂系统破裂的反应堆冷却剂系统压力、安全壳地坑水位、安全壳内压力的信息显示通道的误差，都应小于满量程士20%0对于一个为满量程10%的阶跃输入信号，信息显示通道的响应时间应小于10s, 7 . GB 13627. 1-92 5.3.4 反应堆安全壳完整性的监测6. 3. 4. 1 信息显示通道应能检测出反应堆安全壳压力边界已经破裂情况，并对其报警5.3.4.2 反应堆安全壳压力信息显示通道的误差应小于满量程土20%.对于一个为满量程10%的阶跃输入信号，通道的响应时间应小于10s. 5. 3. 5 对反应堆安全壳可能破裂的监测5. 3. 5.

25、 1 安全壳压力信息显示通道误差应在满量程10%之内。对于一个为满量程士10%的阶跃输入信号，信息显示通道的响应时间应小于1s。在控制室应设置这个变莹的当前值、变化率、变化趋势的显刀5. 3. 5. 2氢浓度监测信息显示通道的误差应在满量程的士10%之内。初始和后续取样的时间间隔应足够地短，这样，可以使运行人员跟踪安全壳内氢浓度的变化，按需要及时进行适当的操作，6. 3. 5. 3 反应堆冷却剂系统压力信息显示通道误差应在J商量程的土10%之内。对于一个为满量程土10%的阶跃输入信号，通道的响应时间应小于10s. 8 GB 13627 1-92 附录A 压水堆核电广变量（补充件）A1 压水堆核

26、电厂变量（见表Al表A5)表AlA类变量变量范围级别目的电广特定电厂特定提供运行人员操作所需信息表AZB类变量项日变量范罔级别目的中子通量10-%100% 1 功能探测，实施缓解满量程反应堆冷却剂。6oco 10 3 验证系统可溶砌的反应性控制浓度控制棒位置控制棒全行程3 验证反应堆冷却剂10205 3 验证系统冷气水温（见Al.!.1) 反应堆冷却剂10370 1 功能探测，实施缓解，系统热段水温验证，提期监视反应堆冷却剂10370 1 功能探测；实施缓解s系统冷段水温验证事长期监视（见Al.l. ll 反应堆冷却剂。21000 kPa 1 功能探测$实施缓解，系统压力（见AJ.J. 2)

27、验证，长期监视堆芯冷却（见Al.1. 1) 堆芯出口温度90 1 260 3 验证（见Al.1. ll （见Al.J. 3l 冷却剂总量热段底部到容器顶部1 验证，实施缓解（见Al.1. 4) 过冷度90过冷至2过热1用于确认运验证，电站状态分析行人员程序（见Al.1. 3) . 9 GB 13627-192 续表A2项日ir 盯范国级别目的反应堆咛却剂系统。21c :o kPa 1 功能探测g实施缓解保系持统应力见AJ.J.J)（见Al.1. 2) 反完窄tl程（地坑）应整安全壳地坑水位2 功能探测；实施缓解s验证堆性（见.！.1.1) 宽量程（电厂特定）1 冷却安全壳压力开rj骂二至设计压

28、力（见Al.!.5) 功能探测P实施缓解，K0. irl l （见Al.1.1) 安全壳隔离阀位置开关1 实施隔离（止回阀除外）安全完庄力-35 kPa至设计压力1 功能探测，验证，实施缓解（见.！.1.1) （见AJ.J.5)表A3C类变量项日变盘范国级别目的堆芯出口温度90 1 260巳1 探测破裂的可能性s长期监视，燃（见A!.J.1)（见Al.1. 3) 实施缓解料一次冷却剂放射性运行技术说明节规定限恒的1 破裂探测包tli度或放射性水平1/2100倍卢卡一次冷却剂分析3. 7X JO3. 7X10 13q/cm 3 详细分析z验证，长期监视；7兰 （i古）见Al.1. 6) 实施缓解

29、反应堆冷却齐！系统。21口。0kPa 1 探测可能破裂或实际已破裂g压力见Al.!.!)（见AJ.J. 2) 实施缓解s长期监视应反安全完压力35 kPa至设计压力（负压安1 探测破裂s实施缓解g验证s时E（见Al.1. 1) 全壳为70 kPa）见Al.1. 5) 长期监视压力安全无地坑水位窄鱼在s顶部到底部（地坑）2 破裂探测e实施缓解：验iiE长主给水流量。110%设计流量（见AJ.J.11) 3 运行监测12 GB 13627-1 92 续表A4项目变量范围级别目的辅助或应急给水流0110%设计流量运行监测（见AJ.J.JJ)2 最冷凝液储罐液位电厂特定I 确保辅助给水系统的供水假如不

30、是自动给水的主供水源应可归为3类，但必须列出自动给水的主供水源并定为1类安全壳喷淋流量。110%设计流量运行监视l（见AJ.J.Jl)2 全安安全壳风扇排热至电厂特定统的排出热2 运行监测统安全壳大气温度4205 2 显示冷却的实施情况安全壳地坑水温10125 c 2 运行监测上充流量。110%设计流量运行监测2 化学】价T. （见AJ.1.11)和制系下泄流量。110%设计流量运行监测容统2 （见Al.1.11积容和、控制箱液位顶部至底部2 运行监测进入专设安全设施系统的设备冷却水495 2 运行监测温进入专设安全设施。110%设计流量系统的设备冷却水运行监测2 （见Al.1.11) 流量高

31、放废液贮箱液位顶部至底部3 贮存容量指示革统放射性气体收集箱。150%设计压力3 贮存能力指示压力见Al.1. 5) 通系应急通风风门位置开关状态2 风门状态指示风统电应急电源和对安全重要的其他能源2 电厂特定系统状态指示（电、液、气的状态（见Al.J. 12) 源（电压、电流、压力）13 ) GB 13627-1-92 表A5E类变量项目变量范固级别目的. 安全壳区域辐射2. 58X!O I 大量释放探测z释放估价；长期安全壳辐靠高量程2.58!OCC/kgl/h （见AI.J. 7、监视a实施应急计划（见AJ.J.JlAl. J. 8) 辐射照射量率（厂房2.58 10 2 58 CC/k

32、gJ/h 3 大量释放探测8释放估价s长期区内或安全重要设备（见AI.J. 8) 监视域射辐维护时需要接近的地方惰性气体和排气流3.7XIO 3. 7 10 Bq/cm 2 大量帮放探测p释放估价量，取自安全壳或净。110%排气设计流量见Al.1.的化排出流（见Al-1-11)见Al.1. 1) （如果排出流排放通过电厂公用排气通道，则不需要此测量）反应堆屏蔽结构空3 7x10 3. 7X 10 Bq/cm 2 大量释放探测s释放估价间（假如设计中有的。110%排气设计流量（见Al.1. 9) 话）（见A1.1.ll) （见A1.1.1l如果排出流排放通过电厂公用、排气通道，则不需要此项测量）

33、辅助厂房包括主系J.7Xl0 3.7XlOBq/cm 2 大量释放探测s释放估价g长期统气体和废气衰变0110%排气设计流量见Al.1. 9) 监视箱厂房）（见A1.1.11J厂电（见Al.l. ll 如果排出流排放通过电厂公用排出通道，则不需要此项测量冷凝器空气扫除系3.7 10 3. 7X I口Bq/cm2 大量释放探测，释放估价统排气。110%排气设计流量（见A1.1.9) 见Al.J. 1（见A!.1-11) （如果排出流排放通过电厂公用排气通道，则不需要此项测量）上述任一释放的公3 7x10 3. 7 JO Bq/cm 2 大量释放探测；释放估价g长期用厂房排气或多日。110%排气设

34、计流量（见AJ.l. 9l 监视的排气（如果包括安见A1.1.lll全壳净化）3.1x10-2 3. 7 10 Bq/cm 从蒸发器安全卸压3.7 103. 7 10 Bq/cm 2 大量释放探测；释放估价阀或大气排放阀来（数秒释放期间及单位时间的蒸（见Al.1. 13) 的排气汽质量）所有其他确定的释3. 7 10-2 3 7 10 Bq/cm 2 大最释放探测g费放估价，长期结。110%排气设计流量（见（见Al.J. 9) 监测Al.l.lll（如果排出流排放通过电厂其它被监测的排气通道，则不需要此项测量）14 GB 13627-1-92 续表A5rm 目变量范围级别目的书生粒和卤素所有确

35、3 7 X IO3. 7 IO llq/cm 2 大量释放探测e释放估价；长期定的电厂释放点（蒸。110%排气设计流量（见Al.1. 14) 监视电厂释发器安全卸压阀或（见Al.1.11)放气载大气排放阀以及冷放射性凝器空气排除系统物质排气除外）具有现场分析能力的取样气载放射性卤素和3.7XIO 53 7X10 Bq/cm 3 释放估价；分析微粒（具有现场分析（见Al.1.16环能力的携带式取样）境辐电广和环境辐射（便2.58X10 2. 58 C/kg)/h 释放估价s分析射携式仪表）3 和见Al.1.17)放10 510 Gy/h 射自辐射和低能光子性见Al. 1. 15) 电厂和环境放射

36、性（同位素分析3 释放估价，分析活度便携式仪表（见A1.1.11、Al. 1. 18) 风向o360(10。偏转角时，精度士3 释放估价5。起动风速o.4 m/s 衰减系数二三0.4滞后距离Zm气象风速。22mm/s，在起动边界小于3 释放估价。.4 m/s，距离常数不超过Zm（见的条件下，速度小于2mis时，Al. 1.19) 精度为O. 2 m/s。速度超过2 m/s时，精度为10%按主气象系统的垂直温差一53 释放估价大气稳定性估算10，每50m精度为0.15或可代替稳定性估算的类似量程牛15 13627.1 92 GB 续表A5项目变量范围级别目的一次冷却剂和地坑定时取样3 释放估价，

37、验iiEs分析总活度3. 7XJO3. 7 JO llq/cm （见Al.J. 6、i曾（同位素分析Al J. 21) 棚含量06000XIO 事故氯吉量。20X10- 取样溶解氢或总气体。2000 ml/kg（标准温度压力能力（见Al.J. 22) 。20ppm （现溶解氧l 13 场分见AJ.J. 22) 析能pH 力）安全壳大气定时取样3 释放估价g检验，分析见氢含量。10%体积（见Al.J. 6) Al. I 20) 氧含量。30%体积谱同位素分析A 1 1 表Al表A5内容说明A1.1.1 如果一个变量具有多项用途，可以将要求综合起来，设置一个仪表测点A112 可以将最大值扩大到满足

38、紧急停堆失效情况下预期瞬变过程的要求A113 确定堆芯不充分冷却监测系统的仪表中，如果使用计算机处理液位显示信号，则与汁算机相连的隔离件以后的硬件，以及现场输出缓冲器，不要求进行抗地震鉴定如果液位显示功能可用性达99%以上的话，隔离件以后的硬件不需要遵守单一故障准则。隔离件以外的显示和相联的硬件不属安全级，但应由高可靠性备用电池供电。本系统的其他设备必须满足本标准和GB13627. 2的有关规定。A1.14 所有核电厂都应设置，在反应堆冷却剂泵运行情况下对反应堆冷却剂产生空泡的趋势的探测。A1.1.5 设计压力应使其产生的应力等于或低于材料设计应力的标准许用值。A1.1.6放射性液体和气体的取

39、样或监视l应按照保证获得有代表性放射性样品的方式进行气体取样必须符合国家环境保护标准中有关气载放射性物质取样的要求，液体样品要在充分混合的精流区域内采集。取样管应设计成使沉淀达最低限度，为了安全和取样方便所作的规定应包括下列各项：设置屏蔽以维持辐射剂量在可合理达到的最低水平g样品容器与容器取样孔接头相匹配；具有在主系统压力和负压条件下取样的能力s具有装卸和运输的能力g. 为分析和数据整理作好准备。A 1. 1 7 至少要有两个相互间有相当距离的监测器。A1.18探测器应能响应60keV3MeV之间任一能量范围的射线，在全量程范围内，剂量率响应准确度应在读数的两倍之内。A1.1.9监测器应能探测

40、和测量从新平衡的惰性气体裂变产物混合物到有10天龄的日混合物组成的气态排出流放射性活度，整个系统的准确度在读数的2倍以内。排出流放射性活度可用侃133当量浓a. . 队”c. d. 16 . GB 13627-1-92 度，或任一惰性气体核素的浓度，或单位时间的Y积分能量（MeV）来表示。不希望用一台监视l装置覆盖本标准规定的整个量程，可以设置度重装置或系统，可以利用已有的设备在它的设计额定值范围内监测指定量程的某一部分。A1.1-10采取措施监测向环境释放的气体放射性物质的所有确定通道。只有在废气直接向环境释放时才有必要对每一排出流进行监测。如果两个或更多的废气流从公用排放点释放之前已经混合

41、在一起，那么只要监测量程满足对最严重释放的测量，对仅对混合的废气进行监测就认为满足本标准的要求A1-1-11 设汁流量是预期正常运行时的最大流量，A1.1.12 指包括备用电源在内的所有交流电源母线、直流电源母线、逆变器输出母线和气源状态指刀亏。A1.1.13 用于监测蒸发器安全卸压阀和大气排放阀的排出流监测仪应具有能对o.5 3 MeV能量的射线近似的线性响应。全系统的准确度在读数的2倍之内。标准源应在o.5 1. 5 MeV的范围之内（如铠137，组54.纳22和钻60）。排出流浓度应用在规定能量范围内发射的射线任何惰性气体核素来表示。必须提供计算方法，以估算那些不能使用监视l方法或监测技

42、术进行探测和测量的低能惰性气体的释放。A1.1-14 为了提供有关放射性卤素和微粒释放的信息，应连续收集代表性样品，并由现场实验室对放射卤素和微粒样品进行测量。对屏蔽、操作和分析所做的设计应假设s在取样器设计流量下，累积取样时间为30min，气态和蒸汽态放射性腆平均浓度为3.7l06Bq/cm3，放射性碗的微粒和其他放射性微粒平均浓度为3.7106Bq/cm3，每次衰变的平均放射能量为O.5 Me Vo仅对本项监测目的，“收集具有代表性的样品”的含义是，得到实际上能够显示事故环堤紧迫要求的最好样品。应根据经验事先确定管路损失和管路沉积，并采用适当的损失校王系数A1.1.15设置少量的固定区域监

43、测站不一定能提供足够可靠的信息用来探测来自未被监测的安全完释放点的释放然而，有些情况，这种监测系统可能会有用处，是否安装这一系统由运营单位自行决定。A1.1.16估价事故期间放射性物质释放率。A1.1.17 在电厂内和厂区周围的许多地方不可能设置固定式的、量程能覆盖正常和事故两种水平的监测仪，所以应设置便携式仪表监测这些地区的辐射和气载放射性浓度。A1.1.18便携式多道谱仪应具有对放射性核素含量做出最早显示的能力。A1.1.19关于核电厂应急计划和应急准备中的气象学问题，以及对气象仪表的设置及要求请参见安全导贝UHAF 0103和HAF0306中有关规定A1.1-20 从作出取样决定的时间起

44、，取样和分析样品的时间应为3h或更少，氯除外，在对反应堆冷却剂仅有单层屏障而且使用海水或微咸水的主热交换器（即停堆冷却）的电厂，氯的取祥和分析样品的时间应为24h。其他核电厂用96h进行氯分析A1-1.21 为得到安全壳地坑、紧急堆芯冷却系统泵房地坑和其他的类似辅助厂房地坑液体祥品，应设置固定的样品取样装置。A1.1.22 事故后头30d内，在氯浓度不超过0.1510时不需对氧进行分析，一旦氯浓度超过此数值，要在3h内确定氧含量在这30d期限内，如果测得的剩余溶解氢是lOmL/kg或更小，则溶解氧少于io-1是可以接受的然而，按照降低个人放射性辐照原则（可合理达到的尽量低，仍建议直接监测溶解氧

45、。这仅适用于一回路冷却剂，不适用于地坑中的液体本标准附录A中，所有的压力单位全指表压。17 B1 GB 13627.1 92 附录B C类变量仪表典型环境鉴定包络线补充件C类变量仪表典型环挠包络线见图Bl。扩展量程被测变量幅值不一一一一宁、I) l , 因Bl附加说明本标准由中国核工业总公司提出。本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。本标准由核工业第二研究设计院负责起草。本标准主要起草人司志敏。目世的过程变量也络线世计基准事件时实际傲跑过程量量幽线时间本标准参照采用ANSI/ANS-45-1980“轻水冷却反应堆中事故监测功能准则”和RG1. 97“用于轻水冷却核电站评价事故期间及事故后电站和环境状态的仪表（1983年第三次修订版）”。18 一一一一一一