EJ T 561-2000 压水堆核电厂安全停堆设计准则.pdf

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1、ICS 27 .120.20 F臼：J 中华人民共和国核行业标准压水堆核电厂安全停堆设计准则Design criteria for safe shutdown of EJ/T 561-2000 代替囚561-91pr，臼surizedwater reactor nuclear power plants 200102-28发布凶01-08-01实施国防科学技术工业委员会发布06052500074 因T561-2阁。前吉目本标准等效采用ANSI/ANS58.11-1995轻水堆设计基准事件后安全停堆设计准则。本标准是对囚厅5611压水堆停堆冷却准则的修订。本标准改名为“压水堆核电厂安全停堆设计准则

2、”，是基于标准名称与标准内容更一致，并与我国现行的目标准定名相一致。本标准的内容是有关压水堆核电厂安全停堆必须实施的功能，以及实施这些功能的系统、设备设计必须遵循的基本安全原则和要求。采用标准中论及的“不要求专设安全设施运行的设计基准事件”，本标准改为“不要求应急堆芯冷却系统运行的设计基准事件”。采用标准中有关的术语，除本标准定义的外，可参阅GB41肌2-1996，采用标准中的术语不一一写人本标准。本标准术语的基准值与大亚湾核电厂不一致，请使用者注意。采用标准的系统设计准则3.5.2“安全停堆系统的设计，必须遵守轻水堆安全重要流体系统的设计准则”，本标准改为“安全停堆系统的设计，必须遵守压水堆

3、核电厂单一故障准则”，这样流体系统的单一故障准则和电气系统的单一故障准则都考虑到了。本标准自实施之日起，同时代替囚厅5611。本标准由全国核能标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：核工业标准化研究所。本标准主要起草人z王根生。I &TIT 561一篇胁。ANSVANS 58.11前言背景：本标准为电厂设计人员关于反应堆停堆并保持在安全停堆状态（包括冷却到冷停堆状态）的设计提供指导。本标准还考虑到在要求反应堆停堆的每个瞬态后继续进入冷停堆状态期间，有意地将反应性瞬态、温度瞬态和压力瞬态的影响施加到电厂上是不可取的。编制：本标准的初版于1983年出版，接着于1锦8年

4、作了重新确认，在确认过程中提供了28条意见，这些意见己写人这个标准中，此外，该标准还经过全面修订，使其与其他较新的ANS标准相一致，并且在及改进型和先进型轻水堆的一些工业方面的工作，包括非能动专设安全设施的设计。本标准初版提供了电厂从热停堆到冷停堆状态的设计准则，本版将扩大本标准的范围，提供电厂安全停堆的设计准则，包括反应堆停堆并长期保持在安全停堆状态的设计准则，该准则还包括在一个设计基准事件发生后的36h内，电厂从热态冷却到冷停堆状态的要求。此外，设计准则还包括允许设计人员选择另一个高于基准温度的温度作为长期安全停堆状态的维持温度。由于早期核电厂关于设计基准事故的设计研究已有大量导则可供指导

5、，这些导则包含在NRC管理标准和ANS标准中。然而，直到70年代末，没有关于在发生不是最终安全分析报告论及的一类事故后的安全停堆的导则，为此，编制了ANS58.11。因此，本标准不考虑最终安全分析报告论及的那些设计基准事故。根据特定电厂或厂址特征，可以考虑另外的设计思想。本标准按照功能要求编写，允许有灵活性。本标准还参考了其他适用于安全停堆系统的设计准则的标准。本标准不限制设计人员采用其他能确保核安全的标准。通常一个理想的设计方案可由几个设计概念中的某一个来实现。设计者能够从满足本标准规定的其他文本，通过系统和设备相互关系的考虑来选择所采用的标准。本标准由ANS58.11工作组编制，并于199

6、5年由NUPPSCO审查批准。本标准可以用于进化型先进轻水堆核电厂的设计。编制组将继续努力，增加或修改本标准内的准则，以满足变更颁发许可证的要求，实现各项工业准则和正在编制各项标准的统一，并尽可能提供补充说明或解释。轻水堆管理委员会将定期修订本标准。II EJ/T 561一细则压水堆核电厂安全停堆设计准则1范围本标准规定了压水堆核电厂安全停堆有关系统实施安全停堆功能的基本设计要求。本标准规定的设计要求是基于电厂发生不要求应急堆芯冷却系统投入运行的设计基准事件后实施安全停堆。本标准适用于压水堆核电厂安全停堆功能有关系统的设计。2规范性引用文件下列规范性文件中的有关条文通过本标准的引用而成为本标准

7、的条文。下列注明日期或版次的引用文件，其后的任何修改单或修订版本都不适用于本标准，但提倡使用本标准的各方探讨使用其最新版本的可能性。下列未注明日期或版次的引用文件，其最新版本适用于本标准。GB 13626-92单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统GB/T 1756 1998 压水堆核电厂物项分级囚57任-91压水堆核电厂流体系统单一故障准则四月、562-91核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则因厅834-94压水堆核电厂辅助给水系统设计准则日312-88压水堆核电厂运行及事故工况分类3定义本标准采用下列定义。3.1 安全停堆踊feshutdown 核电机组满足下述条件的运行状态：a) 反应

8、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；b) 按可控速率排出堆芯余热，使堆芯和反应堆冷却剂系统设计限值不被超过；c) 放射性物质释放控制在规定的限值内；d) 构筑物、系统和设备在设计限值范围内运行。3.2 冷停堆cold曲u伽m反应堆次临界，反应堆冷却剂平均温度低于冷停堆设计基准温度（93）的运行状态。3.3 热停堆hot曲utdown反应堆次临界，反应堆冷却剂系统平均温度低于允许余热排出系统运行温度（1朋），但高于正常冷停堆设计基准温度（93）的运行状态。3.4 热备用hot standby 反应堆次临界，反应堆冷却剂平均温度高于允许余热排出系统运行温度（180）的运行状态。3

9、.5 长期long倒四属于单一故障准则方面的概念，是指系统在始发事件发生24h后的运行期，在此期间系统仍需实施所要求的功能（安全有关功能）。4 基本安全准则4.1 设计总则因T561-2(胁。实施安全停堆功能的系统，其功能的组合必须满足下述要求。4.1.1使反应堆处于次临界，并保持在次临界状态，其停堆深度达到技术规格书规定的限值。4.1.2能以可控的并与设计温度限值相协调的速率排出余热（堆芯衰变热和反应堆冷却剂系统显热），直到正常冷停堆状态的设计基准温度。4.1.3保持反应堆冷却剂压力、温度、装量和冷却速率在相应电厂状态的设计限值内，以保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。4.1.4必须使构筑

10、物、系统和设备在其设计限值和运行限制范围内运行。4.1.S必须保持堆芯、反应堆冷却剂系统和安全壳内的放射性水平和放射性物质向厂内和环境的释放在核安全法规规定的限值内。4.1.6安全停堆冷却的设计基准温度必须是电厂进入正常冷停堆状态的反应堆冷却剂温度，并与技术规范的规定相一致。只要能“长期”维持冷却设计基准温度，则余热排出系统可以投入运行的温度可以规定为冷却设计基准温度。4.1.7安全停堆系统必须能使反应堆冷却剂温度保持在正常冷停堆设计基准冷却温度或低于该温度（如换料或维修时）。在长期冷却期间，可以要求多种非安全有关系统（如柴油发电机的燃油系统）来维持安全停堆状态。此外，设计者应当考虑长期安全停

11、堆所需设备（或部件）的维护和更换。4.2 电厂状态电厂设计必须在发生不要求应急堆芯冷却系统运行的设计基准事件时，能使电厂进入并保持在安全停堆状态。4.3安全有关功能达到安全停堆状态必须实施的安全有关功能包括：a) 堆芯反应性控制；b) 堆芯排热；c) 保持反应堆冷却剂压力边界完整性，包括：1）反应堆冷却剂系统装量控制；2）反应堆冷却剂系统压力控制；3）反应堆冷却剂系统温度控制。4.4设备设计准则实施并监视4.3所列安全有关功能的部件（包括机械的和电气的）必须专门设计，机械设备必须按照GB厅17569进行分级。电气设备必须是lE级、抗震1类、质保1级并经过在其安装处可能的环境条件下的质量鉴定。部

12、件的设计、制造、安装、检查和试验，机械设备必须按我国现行的压水堆核电厂机械设备有关标准进行，电气设备按附录A（规范性附录）的规定进行。4.5 系统设计准则4.5.1实施安全停堆功能的能动设备，当厂外电源不可用时，必须能从厂内安全级电源获得供电，或由其他安全有关动力源（如汽动装置，水力驱动装置、柴油驱动装置）驱动。如果系统或部件的设计采取某种措施能确保在厂外电源丧失时达到安全停堆状态，则这些系统和部件可不要求安全有关电源。4.5.2安全停堆系统的设计，必须遵守压水堆核电厂单一故障准则的规定，而且在停堆冷却到正常冷停堆设计基准温度并保持在该温度的整个运行期间，安全停堆系统的故障都必须按照单一能动故

13、障进行设计。如果安全停堆功能是在短期内实施或系统的压力、温度已被降低的情况下要求长期实施，那么，2 因T561一细则单一非能动故障可以不考虑。如果始发事件是冗余通道中的一个设备故障，则机械设备遵守囚570的规定，电气设备遵守GB13626的规定。4.S.2.1 只要确信操纵员的动作能在安全有关操纵员的动作响应时间设计准则因厅562中规定的时间内完成，设计可以考虑操纵员依据能动部件的故障性质作出响应，采取校正动作。4.S.2.2满足单一故障准则的冗余度必须遵守下述之一的规定：a) 设置双重或多重彼此独立的安全有关系统，每个系统采取相同的设备实施所要求的功能；b) 设置双重或多重彼此也立的安全有关

14、系统，每个系统采用不同的方法实施所要求的功能。4.5.2.3对于某一特定设计，可以采用可靠性分析法或概率论法来确定是否需要多样性。如果采用多样性设计，这些分析必须满足电厂整体安全目标。4.S.3对于实施多功能的系统，必须遵守各功能中最严格要求的设计准则。4.6操纵员行动准则4.6.1设计者必须评价实施安全停堆的操作要求，并确定在主控制室实施的所有必要的安全有关操作，设计者必须按照回/lS62时间响应设计准则确定是否可由操纵员来实施一个安全有关操作。要求比允许时间更短作出响应的任何安全有关操作都必须是自动的，否则应修改设计。4而.2操纵员的操作必唱页健在主控制室进行并在主控制室监视，所有计划中的

15、操纵员动作必须（在运行规程中作出规定能在主控制室进行。只要操作是简单的如手工操作、不重复的，则操纵员可在控制室外的就地控制点进行操作，在长期停堆冷却期间，操纵员的操作还可在主控制室外进行，如连接可动设备。必须评价操纵员所有操作的后果和这些操作避变的可能性。4.7性能准则一堆芯反应性控制4.7.1设备容量的选择必须在发生最严重的设计基准事件，又不要求应急堆芯冷却系统投入运行的情况下使反应堆达到并保持在次临界为基准。设计人员必须确定最严重的设计基准事件。4.7.2反应性控制系统的设计，必须是仅仅投入安全有关设备，就能在热备用状态下维持足够长的时间，以便操纵员对设计基准事件作出评价并采取缓解行动。因

16、厅562提供了操纵员安全有关操作可接受性评价准则。4.8性能准则一堆芯排热准则4.8.1 堆芯排热设备的容量必须依据4.7.1确定的最严重事件要求进行停堆冷却的时间进行选择。4.8.2设计者必须依据厂内和厂外的剂量限值、反应堆冷却剂系统的降压要求，反应堆冷却剂系统的泄漏要求和足够数量的反应堆补给水的可用性来确定在最严重的设计基准事件下的冷却时间。在发生这样的设计基准事件后，反应堆停堆到余热排出系统可投人运行的冷却时间应当在36h-72h之间（不同电厂有所不同）。如果余热排出系统与反应堆冷却剂系统的设计压力相同，则冷却时间目标可以延伸到完成安全停堆。如果采用高压余热排出系统，设计者可通过分析，确

17、定一个假想的非能动故障是否在设计时可不考虑。4.8.3电厂设计必须仅由安全有关设备和足够的数量的补给水，使电厂在热备用状态停留足够长时间，以便使操纵员按照要求把电厂置于一个稳定状态，然后开始冷却，保持这个稳定状态的时间至少30min供操纵员评价用。4.9性能准则一反应堆冷却剂系统压力边界完整性4.9.1 电厂的设计和设备容量的选择，必须使反应堆冷却剂系统压力边界内的压力和温度，在最严重的设计基准事件下，保持在规定的限值内。4.9.2 电厂的设计和设备容量的选择，必须具有补偿下泄和冷却剂密度变化的能力，以保持反应堆冷却剂系统装量在规定的范围内。4.9.3 电广的设计和设备容量的选择，必须确保在最

18、严重的设计基准事件下，冷却和降压迫率不超过因T561一丑”。设计限值。4.10停堆维修4.1町4.9的要求还必须根据需要用于安全停堆维修。s 反应性控制设计准则S.1 反应性控制基准在正常佩瞬态变化的情况下，一柬最高价值的控制棒或控制棒组件卡住在完全抽出堆芯的位置，这种情况下在整个停堆冷却过程中必须使反应堆保持在次临界状态。当达到冷停堆状态时，必须在假设佩完全衰变的条件下按技术规格书要求以一定的停堆深度将反应堆保持在停堆状态。S.2砌储备准则按设计要求，棚溶液必须贮存在安全重要的设备中并能以要求的注人速率注人到反应堆冷却剂中以提供所要求的停堆深度，必须根据5.1的准则评定所要求的跚量和注人设备

19、的可用性，输送设备必须作为安全有关设备进行分级并满足4.5.2的要求。S.3反应堆冷却剂棍合准则压水堆核电厂如果用翻来增加负反应性，则在停堆冷却过程中，为保证足够的负反应性，必须提供手段保证在反应堆冷却剂中跚混合均匀并保持一定的浓度。必须对棚浓度进行监测，可以采用棚在线分析、系统的实际抽样、跚质量平衡计算、核仪表读数判断或其相组合的方法进行监测。6堆芯排热设计准则6.1 高压排热电厂必须设置可由操纵员控制的安全有关蒸汽排放系统和安全有关补给水系统在反应堆玲却剂系统高压状态时排出余热和显热。作为一种替代，也可以设计高压余热排出系统。6.2低压排热如果要运行低压余热排出系统，则高压排热系统必须在4

20、.8.2中规定的时间内使反应堆冷却剂系统冷却到低压余热排出系统能投入运行的状态。6.3排热速率余热排出设备的能力，必须确保在规定的时间内排出余热和显热，使反应堆达到正常冷停堆设计基准温度。排热速率还必须满足欠热度设计限值和满足材料元延性转变温度的限制要求。6.4冷却水源冷却水源如果是一个有限水源，则必须具有足够的水量，以允许操纵员在热备用状态去评价在规定的时间内达到冷停堆设计基准温度和切换到另一个冷却水源。在冷却到冷停堆设计基准温度后，可利用多种非安全有关设施向冷却水源补水（即水箱、可移动泵、或设置非安全有关系统）。7反应堆冷却荆系统压力边界完整性设计准则7.1 反应堆玲却剂系统压力控制7.1

21、.1概述最大允许设计降压速率必须与热量排出设计速率相协调，使在整个停堆冷却过程中保持所需的欠热度。冷却期间反应堆冷却剂系统应设计成可分步降压，正常冷停堆设计基准压力必须等于或低于余热排出系统投入运行的压力。必须对降压过程加以控制，以避免在反应堆冷却剂系统（稳压器除外）中形成空泡。保持反应堆冷却剂系统压力的可接受的方法包括稳压器的运行、为确保欠热度保持反应堆冷却剂系统压力所使用的泵的运衬和专门设置降压和排气系统。7.1.2稳压器加热器4 因T561一细则通常稳压器的一组加热器用厂外电源供电以补偿稳压器的热损失。如果采用安全有关压力控制方法，则在厂外电源丧失时，稳压器的热惯量必须使得稳压器在加热器

22、失电后的一段时间内仍能保持系统压力。如果核电厂设计基于在稳压器丧失维持反应堆冷却剂欠热度的能力之前完成停堆冷却，则加热器不必由安全重要的电源供电。如果指定一些加热器由安全重要的电源供电以保持反应堆冷却剂欠热度，则设计必须考虑加热器、控制器和应急电源的多重性，而且必须是安全级（lE）设备。应急电源可以是手动或是自动投人，如果选择手动，则必须遵守准则4.6o如果稳压器水位下降到低于加热器的淹没水位，为了防止加热器被烧毁，对指定为安全重要的加热器，必须设计成能在汽相中运行，且在水位恢复时不丧失其功能，或对每组加热器必须设置一个由水位控制的安全重要的加热器自动切断电路。如果没有设置加热器断路器，则设计

23、必须考虑因热量输入在容器中产生的热应力，必须防止由于加热器在裸露状态下运行引起的反应堆冷却剂压力边界的失效。7.1.3泵泵加压系统能保持反应堆冷却剂系统的欠热度，可以使用上充泵或高压应急堆芯冷却泵。如果设计者选择了这样的系统来控制降压过程中的压力，则该系统必须归人安全有关系统。泵扬程必须足够高，使得在运行条件下能保持反应堆冷却剂系统欠热度。如果泵的出口压力在其关闭压头和稳压器卸压阀的最低整定值之间，则在热备用和整个停堆冷却过程中泵必须能在关闭压头（最小旁通流量）下运行。如果泵的出口压力很高，能使稳压器卸压阀起跳，则稳压器释放系统必须有足够的能力满足泵所需要的最小流量，且必须在蒸汽、汽水混合物或

24、水介质条件下经过验收鉴定。设计这个泄压系统时，还必须考虑到压力限值要随温度变化。7.1.4降压稳压器的大的热惯量可能使核电厂延长降压过程，为了及时地使低压余热排出系统投入运行，可以用稳压器喷淋、释放燕汽或充排过程排出稳压器中的热量以加快降压过程。设计人员必须确定稳压器是否需要专门的排热装置来满足核电厂停堆冷却的要求。如果需要降压，则与降压过程有关的设备必须是安全有关的设备，允许对设备进行手动调整和手动控制。一个合格的设计应有两个或更多序列的降压设备，每个序列本身不需要有多重部件。如果稳压器的降压装置包括排放蒸汽和气体，则通常应限制排放速率，使释放的蒸汽仅被卸压箱所包容。对于囚312所规定的工况

25、1、工况2设计基准事件，卸压箱应当能容纳设计基准排量。如果卸压箱可能存在从卸压箱释放蒸汽的工况，则必须评价排放是否会发生专设安全设施不必要的运行以及确保安全有关设备仍然是可运行的。稳压器排气装置必须在蒸汽和气体、汽水混合物以及水介质条件下作过鉴定而不降低性能，必须能在必要时中止排气过程。稳压器的降压也可以通过充注和排放过程实现，如果使用了这一方法，必须在设计中列出充排过程所需的辅助仪表、控制设备以及其他有关设备。设计者必须评价充排过程的热瞬态的影响。非能动的增压源，如应急堆芯冷却系统安注箱，可能会使反应堆冷却剂压力保持在一个不希望的高水平。设计者必须评价这种情况的冷却过程，如果安注箱已被隔离，

26、系统压力正好降低到余热排除系统能够投入运行，则应给安注箱的排水、隔离和排气提供安全有关装置。只要设计上能确保加压气体不可能进人反应堆冷却剂系统，或气体的进人不会影响自然循环和热排除，则经由化容下泄管线排人注射箱的设计是可接受的。注射箱隔离装置可由手动操作。7.1.5超压考虑辅助系统可能使反应堆冷却剂系统超压，例如，当下泄被隔离时，补水泵的运行使反应堆冷却剂系统压力升高，辅助系统可以设计成采用行政管理来防止反应堆冷却剂系统超压。7.1.6一台蒸汽发生器隔离后的运行5 因/T561-1倒”停堆冷却过程中，降压速率大于反应堆冷却剂系统排热速率，可能引起欠热度丧失和压力控制点可能从稳压器转移到已隔离的

27、蒸汽发生器的环路（即一次倒没有强迫循环，二次侧排宿、给水和蒸汽管路同时隔离）。如果有这样的情况，设计人员必须选择一种方法，或者是修改运行规程减慢降压速率和延长冷却时间使滞流的环路能达到平衡，或者是增加设备迫使隔离的蒸汽发生器以更大的速率冷却。如果选择了安装附加设备这一方法，该设备必须归入安全有关的设备。制止这一情况的方法可以有隔离的蒸汽发生器的排气、喷琳或充、排过程。监视隔离和欠热度丧失的多重仪表必须是安全有关的仪表。设计人员必须评价在一个被隔离的环路中启动反应堆冷却剂泵的影响；如果预计所引起的压力骤升超过该核电厂特定工况的安全限值，允许实施行政管理程序防止或减轻压力骤升。7.2反应堆玲却剂装

28、量控制7.2.1反应堆冷却剂系统必须要有足够数量的和晶质优良的补给水，以补充由于从热停堆到正常冷停堆过程中反应堆玲却剂的收缩、在冷却期间的可信下泄和由耍求冷却的设计基准事件引起的装量丧失。7.2.2核电厂必须设计一个安全有关供水系统，在电厂从初始状态过渡到正常冷停堆状态的设计基准温度的整个玲却期间，在整个反应堆玲却剂压力和温度范围内向反应堆冷却剂系统供水。7.2.3必须控制反应堆冷却剂系统的装量，在操纵员引人的停堆冷却过程中使稳压器水位和反应堆冷却剂的欠热度都保持在设计限值内。稳压器的水位连续监测提供了反应堆冷却剂装量监视，不过在整个停堆冷却过程中要求在稳压器中保持一个汽腔。如果设计人员规定用

29、水位来控制装量，则必须多重设置安全级仪表，以指示在整个停堆冷却过程中稳压器的水位和压力。如果稳压器卸压阀和安全阔已经过蒸汽、气体、水或是两相流介质的排放鉴定，且在任何可倍的单一故障事件中，反应堆冷却剂系统的压力和温度限值不会被超过，则用稳压嚣水密实而不用稳压器水位法监视反应堆冷却剂的装量，如果规定用此法来控制装量，则稳压器水位的仪表不必是安全级仪表。7.2.4压水堆核电厂必须设置多重反应堆冷却剂下泄装置，以便在停堆冷却过程中平衡反应堆冷却剂的过量补给，规定下泄量值必须考虑下述两种情况：a) 反应性控制要求的跚水。b) 反应堆冷却剂泵密封注水。7.2.S必须对外部气体进入系统进行评价以保证在停堆

30、玲却过程中，这些不可凝的外部气体不会进入反应堆冷却剂系统而影响自然循环或影响玲却剂装量指示。7.3反应堆冷却剂系统温度控制基本准则电厂设计必须使得在反应堆玲却剂冷却到并保持在正常冷停堆设计基准温度的冷却过程中所投入的设备，在其规定的限值或限制拖围内运行。冷却过程采用的设备必须符合技术规范的要求。设计必须考虑到设备故障、环境条件的影响，如温度、压力、湿度、辐照和振动。温度一压力关系曲线必须保持在材料技术规范规定的范围内，以防止脆化断裂。当反应堆冷却剂系统处于维修玲停堆时，应当考虑堆芯出口温度监视，以保证欠热度。机组从热备用状态过渡到冷停堆状态，并保持在该状态期间，必须至少有一个满足4.5.2.2

31、要求的安全有关停堆热排除系统能在整个预计的温度和压力范围内运行。只要满足要求的安全有关设备和非安全有关设备都保持在热态并满足4.8.2的条件，则热备用为最终状态是可接受的，为了维持安全停堆谢f基准温度，允许操纵员遵照4.6的规定进行操作。应当设计主蒸汽和主给水隔离系统，但应防止在正常运行工况下不必要的隔离而导致正常热阱丧失。7.4反应堆冷却剂系统温度特殊控制准则本条要求仅适用于蒸汽发生器作为一个反应堆冷却剂系统温度控制的安全有关装置。7.4.1燕汽发生器二次侧给水量控制准则6 因IT561-2(削压水堆核电厂必须设置满足日/T834要求的辅助给水系统。当主给水系统不可用时，辅助给水系统必须投入

32、运行，准则四月834规定了关于辅助给水的品质和总量要求，水源要求和辅助给水系统的设计要求。此外，只要在整个规定的压力和温度范围内，其他安全有关系统能可靠地实施反应堆冷却剂系统温度控制功能，则可以用来代替辅助给水系统。7.4.2蒸汽发生器水位控制准则蒸汽发生器二次倒水位，电厂正常运行时由主给水系统控制，在冷停堆期间，可由操纵员在主控制室手动控制，主控制室的蒸汽发生器水位指示仪表必须冗余。7 GB4锐臼GB 127跑回锦曰“GB立mGB 13625 GB坦2SGB 13626 囚7臼回JT52SGB 7163 模块x x EJIT 561-2剑”附景A（规范性附录）安全级（lE级电气设备采用标准系

33、电连开变第盟 蓄电电气贯喜控接压电动制统缆器关器池机屏置x x x x x x x x x x x x x x x x x x x x 应用标准z8 GB4创3-83反应堆保护系统安全准则GB 127囚一-91核电广安全级电力系统准则日628-92核电广安全级连续工作制电动机的型式试验因626-2核电厂仪器、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求GB 5204-85核反应堆保护系统的定期试验与监测GB 13625-92核电厂安全系统电气设备抗震鉴定GB922少88核反应堆保护系统可靠性分析一般原则GB 136好-92单一故障准则应用于核电厂安全级电气系统日70子-92核电厂lE级电缆、连接件的型式试验日厅525-90核电厂大型铅蓄电池维护、试验和更换准则GB 7163-87核反应堆保护系统的可靠性分析要求x x COON喝叭阳、注目