GB T 12789.3-1992 核反应堆仪表准则 第3部分 高温气冷反应堆.pdf

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1、Uc 621. 039. 51-5 s2 f是2 GB 12789. 3-92 口2目、队：同，皿飞，z生口一一Criteria for nuclear reactor instrumentation Part three-High temperature gas-cooled reactor(HTGR) 1992-12-17发布1993-07-01实施国家技术监督局发布, 一一中华人民共和国国家标准核反应堆仪表准则第三部分：高温气冷反应堆Criteria for nuclear reactor instrumentation Part three High temperature gas c

2、ooled reactor (HTGR) . GB 12789. 3 92 本标准等效采用国际标准！EC231凹间接循环高混气冷动力反应堆仪表的一般原则以1977年版）。本标准是在GB12789. 1（核反应堆仪表准则气冷堆仪表的标准。第一部分g般原则的基础上，补充规定有关高温本标准中条款的编号与GB12789. 1有关条款一致，但有几点说明a b. c. 本标准中未列的条款，就是GB12789. 1中对应的通用条款，高温气拎堆可以直接采用；本标准中所列的条款，是针对高温气冷堆仪表的，用以取代GB12789. 1中对应的条款；本标准中有并号标记的条款，是对GB12789. 1对应条款的补充，或

3、是增加的条款。主题内容与适用范围本标准规定了高温气玲堆的仪表准则。本标准适用于间接循环的高温气冷动力反应堆，在这类反应堆中，反应堆一次冷却弗！是高压氮气，通过石墨慢化堆芯和蒸汽发生器循环，蒸汽发生器产生的蒸汽送给主汽轮发电机组或其它辅助设备。这类反应堆的浓缩燃料是铀的化合物，通常用石岛、陶瓷或其它耐高温的非金属材料包覆2 4 引用标准GB 12789. 1 核反应堆仪表准则第一部分s一般原则GB 4083 核反应堆保护系统安全准则中子注量率的测量4.4.1.2 除GB12789. 1给出的方法外，还可以通过测量探测器信号的涨落来监测中子注量率。这利方法称之为方差法或均方值法。 4. 4. 5

4、方差测量装置若一个信号由许多叠加的随机事件组成，则其方差正比于事件数。对反应堆的中子探测信号而言，其方差正比于中子注量率。常用的方法是放大探测器信号的涨落部分，并求涨落的均方值或平均幅度的平方值，输出可以是线性的、分段线性量程切换的或对数的。有效量程的下限受探测器灵敏度和信喋比的限制，有效量程的上限可扩展到功率区段，但受探测器饱和特性的限制。使用方差法时，要特别注意测量装置的时间常数。方差技术与直流测量技术相比，中子的贡献较射线的贡献有所提高，因而扩展了有效量程的下限。方差技术只利用信号的涨落部分，克服了直流漏电问题，有利于探测器在高温下工作。 4. 4. 6脉冲计数一一方差组合装置通常用裂变

5、室得到方差信号，其有效量程的下限正好在裂变室脉冲计数有效量程的上限之下。根据医家技术监督局1992-12-17批准1993-07-01实施I GB 12789. 3-92 这种重叠，可以制成宽茧程的中子注量率测量装置，利用来自同一个裂变室的脉冲计数和方差两种信号，测量范围约覆盖10个量级，并可以给出线性的或对数的输出信号，后者多带有反应堆周期测量电路通常用这种宽量程的对数功率测量装宣取代单独的对数电流和脉冲计数装咒。巾子注量对数测量装r1.采用交流（脉冲计数和方差）技术时，也可在较高测量区段，使用裂变室电流的直流分茧，得到线性功率测量信号。如果输出信号用于反应堆保护系统，!i!tl应该满足反应

6、堆保护用中子注量率仪表的全部要求（见GB 4083）。5 温度测量 5. 3燃料温度测茧因为传热特性是已知的，功率分布、冷却剂混度和流量可以测定，所以无须直接测量就有可能确定燃料包完或包夜层的温度。因此，把中子注量率、功率分布、反应堆冷却剂流量和冷却剂温度限制在一定范围，就可以使燃料包壳或包楼层温度保持在安全限度以内。5.5冷却J)1J温度测量反应堆冷却剂出口温度，可以在蒸汽发生器入口处测量，该温度通常还作为紧急停堆系统的输入茧，也可以用于反应堆控制系统。温度测量信号只在冷却剂流量足够大时才有意义，此时方可用于保护目的。可以根据反应堆燃料区冷却剂出口温度的测量结果，控制反应堆冷却剂的流量 5.

7、 6 压力壳的温度测量高温气冷反应堆通常包容在预应力混凝土压力完或钢压力壳内。压力壳均需工作在可接受的温度以下，为此可以直接或间接地进行冷却。冷却系统可以是冗余的。对某些可能导致压力完温度越限的异常工况，应提供探测手段用于保护日的的温度信号，其测点要求独立，如与其它系统共用时，则必须隔离。温度传感器应能承受可能产生的最高温度。测量装fl:要在其正常工作范围内刻度。6反应堆冷却剂的监测?2 冷却1f1J流业堆芯冷却剂流茧测量可以间接实现，例如，预tllit冷却剂回路阀门开度、冷却J)1J压力以及投入运行的循环风饥数目和转速句：在有固定流道的高温气冷堆中，测量堆芯各流道的流量可能有困难，此时可综合

8、测量其它变量，如中子注笠率和出口温度等，目的是维持燃料包夜层沮度在一定范围内。堆芯冷却剂流量的测茧信号可以用于保护目的和控制系统。6. 3 冷却如l压力为了保证合适的冷却并l质量流量和防止超压事故，需要测量氮气的压力。反应堆冷却齐1（氮气）的总装量是一定的，因而岭却剂的压力随冷却剂的平均温度而变化。通常将压力过高和压力过低信号用于安全系统触发保护动作。如果蒸汽发生器发生高压蒸汽泄漏，就会产生超压事故，可以通过湿度监视l探测这种事故（见6.8. 2条）。6. 5. 1 一回路包壳冷却剂泄漏如果反应堆封装在安全壳内，安全壳内的压力过高或其它参数（如温度）越限，表明一回路包壳可能发生了破裂，这些参数

9、可以用来触发紧急停堆。6. 5. 2 冷却如j向蒸汽系统泄漏2 一十一一GB 12789. 3-92 在蒸汽发生器某些部分如蒸汽再热器），蒸汽压力的正常运行范围可能低于反应堆冷却剂压力，因而蒸汽发生器出口管路的放射性剂量过高或其它监测参数越限，表明管路可能损坏。当发现泄漏时，为了限制j释放到汽水系统中放射性产物的数量，可以要求停堆或隔离蒸汽发生器。6.8高压蒸汽漏进反应堆冷却剂s. a. 1 保护动作在蒸汽发生器的主管段，蒸汽压力通常高于反应堆冷却剂的压力，所以反应堆冷却剂的压力过高或湿度过大表明蒸汽发生器主管段的管路可能破损。这时为了限制反应堆次冷却剂的压力升高，需要在蒸汽发生器的一次侧或三

10、次例！进行隔离，也可以两侧同时进行隔离。6.8.2冷却剂的湿度监测在高温气冷堆中，石墨慢化剂工作温度很高，某些设计可达1000，甚至更高。蒸汽若从破损的蒸汽发生器漏进反应堆冷却剂回路，在这样高温下，会与石墨起反应，产生一氧化碳和氢，造成石翠的损耗。即使短时间内由小泄漏造成损耗也是不希望有的，因此应该设置个灵敏而可靠的湿度监测系统，用来探测蒸汽发生器或高压水换热器的泄漏。这种监测系统应能探测非常小的湿度值，例如lOXlO体积含量飞湿度过高时，如1000 10 6体积含量，应由上述系统或附加的系统给出保护信号，用来触发网路隔离、蒸汽发生器隔离或紧急停堆动作，这些保护动作应按GB1083的规定实施。

11、7 保护系统的功能7. 1 紧急停堆系统应监测某些参数，当这些参数值超过整定值时，触发紧急得堆动作。紧急停堆条件如：a. b. c. d. e. r. 平均中子注量率过高和（或）注量率与堆芯冷却剂流量比过高；反应堆冷却剂压力过高；反应堆冷却剂压力过低g安全壳大气压力过高，反应堆冷却剂湿度过高，反应堆冷却剂温度过高pg. 反应堆冷却剂流量过低gh. 手动紧急停堆gi. 主电源断电；j. 失去给水1.2专设安全设施专设安全设施用在事故发生期间或发生之后限制事故后果。应根据相应的保护系统准则设计各种专设安全设施、控制装授、仪器仪表和应急电源。应急电源对各类专设安全设施都是重要的，但本标准子包括应急电

12、源的设计问题。7. 2. 1 安全完紧急隔离安全究大气压力或放射性越限时，应触发安全壳隔离动作。7. 2. 2 应急堆芯冷却应急堆芯冷却系统应有足够的能力载出反应堆余热，通常是由台循环风机和换热器构成独立囚采用说明sl此值根据J.M.哈勒等著核动力反应堆仪表和控制系统手册提供的美国圣符仑堡核电站混度在线测量系统的泡围10300X10飞见中译本下册P.300. 3 L GB 12789. 3 92 路在高温气冷堆电站中，石墨慢化堆芯的热容量很大，与单相的冷却如l一起，提供了较强的储热能力，因而启动应急堆芯冷却系统不必列为安全系统的功能若一次冷却回路在停堆时失效，可以手动起动应急堆芯冷却系统。11

13、 反应堆控制在高温气冷堆中，应控制热功率来保证需要的过热蒸汽温度。11. 1 控制棒的移动在高比功率的高温气冷堆中，有可能要求避免局部中子注量率水平过高。通常的措施是对不按规定程序的提棒操作给出报警或联锁。对各种程序设定报警和联锁时，一定要考虑堆芯功率与流量的匹配关系为了避免异常的反应性变化或功率分布，控制棒的提升要遵守预定的程序。可以在低于某一功率水平时监测控制棒移动的正常程序p超过这个水平，由于控制棒速度和当量较低，则不必再进行这种监测。11. 2控制棒位置和移动的指示为了使操纵员能按规定的棒位分布形式移动控制棒，必须在控制室中给出控制棒位置和移动情况的指示。应为操纵员提供每根控制棒（或机

14、械上联在一起的棒组）的连续位置指示。必要时应提供棒位指示的校准手段。还可以提供棒位的数据记录或校准手段。在线汁算机可以根据指令给出棒位显示和数据记录。任何移动的控制棒（或榨组）及其中日邻各棒的位置，都应该得到显示。对控制棒的异常移动应提供报警手段。当不能给出全堆芯的位置显示时，应该显示控制棒的下述状态g控制棒全部插入，a. b. c. d. 控制棒全部抽出，控制棒移动选择，控制棒棒位偏移，e. 紧急停堆系统动作，插入控制棒。11. 3 注量率分布的控制可以用计算机确定控制捧棒位的分布形式，以使得到要求的功率分布和实现最经济的运行。并根据移动控制棒的选择、棒的位置和要求的分布形式等数据，给出11.1条所述的提棒报警信号。4 附加说明g本标准由中国核工业总公司提出。本标准由清华大学核能技术研究所负责起草。本标准主要起草人郭人俊。一-N白l问（京）新登字023号mNNF 筒。华人民共和国家标准核反应堆仪表准则第三部分：高温气；专反应堆Gll 12789. 3 92 国中晤中国标准出版社出版（北京复外三旦河）中国怀准出版社北京印刷厂印刷新华书店北京发行所发行各地新华书店经售版权专有不得翻印晤开本880Xl2301/16 印张112字挝8千字1993年11月第一版1993年11月第一次印刷印敖12 000 4晤书号155066 1 9967 峰标目229oz