GB T 12789.4-1994 核反应堆仪表准则 第4部分 液态金属冷却快堆.pdf

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1、UDC 621. 039. 564 F 82 ：液态军GB/T 12789. 4-94 、队，丐Criteria for nuclear reactor instrumentation Part four: Liquid-metal cooled fast reactors 1994-12-07发布1995-05-01实施国家技术监督局发布（京）新登字023号一中华人民共和国国家标准核反应堆仪表准则第四部分g液态金属冷却快堆GB/T 12789. 4 94 ,. 中国标准出版社出版北京复兴门外三里问北街16号邮政编码，100045电话，8522112中国标准出版社秦皇岛印刷厂印刷新华书店北京发

2、行所发行各地新华书店经售版权专有不得回印” 开本88012301/16 印张1/2字数11千字1995年7月第一版1995年7月第一次印刷印数1-1000 ,. 书号155066. 1-11589 标目266一18中华人民共和国国家标准核反应堆仪表准则GB/T 12789. 4-94 第四部分：液态金属冷却快堆Criteria for nuclear reactor instrumentation Part four:Llquid-metal cooled fast reactors 本标准等效采用国际标准IEC231G(l977对231(1967）出版物核反应堆仪表的一般原则的第七次补充z液

3、态金属冷却快堆仪表的一般原则儿本标准是在GB12789. 1-91核反应堆仪表准则第一部分2一般原则的基础上，结合液态金属冷却快堆以下简称快堆具体情况补充提出的有关快堆仪表的标准本标准中条款的编号与GB12789. 1-91有关条款一致，但有几点说明ga. 本标准中未列的条款，就是GB12789. 1-91中对应的通用条款，对液态金属冷却快堆来说可以直接采用；b. 本标准中所列的条款，是针对快堆仪表的，用以取代GB12789. 1-91中相应的条款，本标准中用符号标记的条款，是对GB12789. 1-91相应条款的补充，或是增加的条款c. 主题内容与适用范围本标准作为GB12789. 1-91

4、核反应堆仪表准则第一部分z一般原则的补充，规定了快堆仪表及其应用的一般原则。本标准适用于一次冷却剂是纳或纳何合金的液态金属冷却快堆及其他在堆上用这些液态金属作冷却剂的回路系统。本标准不适用于不用液态金属做冷却剂的三回路系统2 引用标准GB 4083 核反应堆保护系统安全准则GB 12789.1 核反应堆仪表准则第一部分g一般原则3 总的要求3.6必须设有适当的仪表，以便在反应堆首次运行之前和首次运行期间证明反应堆和仪表系统的性能满足安全运行的要求。为此可能需要临时地或永久地安装一些附加设备3. 7 对控制和保护至关重要的探测器的安装方式应该考虑反应堆处于运行状况下容许更换如果探测器的布置在反应

5、堆运行期间或反应堆运行之后不可能立即进行修理或更换，那么应提供安装好的备件，并把这些探测器引线接到容易接近的地方4 中子注量率测量4. 1 一般原则4. 1. 3. 应该考虑冷却剂放射性活度对探测器输出信号的影响国家技术监督局1994-12-07批准1995-001实施1 一一一一一一一v GB/T 12789. 4-94 4.1.5 大部分燃料在深燃耗情况下运行的反应堆含有大量的重同位素，这些同位素会发生白发裂变或其他产生中子的反应。当从中子注量率的测量结果来导出停堆反应性裕量时，应该考虑到由于这些同位素的产生和装料操作所造成的停堆时中子注量率的变化。4-2 中子探测器4. 2. 2. 对于

6、有足够中子泄漏的小型反应堆，利用安装在反应堆容器外部的探测器可以满足堆功率的测量要求然而由于堆芯尺寸大或其他原因，可能需要在堆芯里安装几个探测器以便准确显示局部功率和总功率为此可能需要把几个探测器来的信号组合在一个系统里，以便对反应堆的总功率进行适当测量也可能需要使用堆芯探测器来连续监测异常、稳态时的中子注量率，或由于控制棒移动或玲却剂节流所引起的磷时中子注量率变化，以提供保护功能。4.2.4.1 反应堆运行期间，中子探测器信号和总功率之间的关系会发生变化为补偿这种效应，可对中子注量率测量装置进行定期的重新刻度。4.2.5 用于安全目的的中子探测器，当需要把它冷却到所处环境温度以下时，必须考虑

7、到探测器冷却系统的故障，其后果应是可接受的，并应报警4.4 中子注量率测量仪表4-4-1-2d. 可通过测量探测器信号的涨落来监测中子注量率。这种方法称为“方差法或均方法飞4.4.2.1 可通过自动调整装置来控制保护动作整定值，这可避免操纵员的经常干预。在这种方法里，在现有的注量率水平和保护动作整定值之间保持预先选定的裕度，如果注量率水平的变化率超过容许的速率，那么裕度减小，直到发生保护动作这里提供了一种随着反应堆功率水平的变化而自动改变裕度的手段这样的装置必须包括za. 设置有效的上限，超过此上限，保护动作整定值不能自动调整gb. 过裕度保护动作4. 4. 4. 脉冲计数装置或等效低功率测量

8、装置在那些正常停堆时有几根控制棒仍被提起的反应堆中，应使用低功率测量装置来给出停堆动作保护。4.4.5 方差测量装置在由许多叠加的随机事件组成的信号里，方差正比于事件的数目，因此正比于中子注量率。用特殊装置来放大探测器信号的涨落部分，并求其均方值或涨落的平均帽值的平方。输出可以是线性的、线性带量程切换的或对数的。使用量程的下限受探测器灵敏度和信噪比限制，上限是探测器饱和度的函数并扩展到功率量程在使用方差法时也应该特别注意测量装置的时间常数和位置。4.4.5 脉冲计数和方差的组合装置通常从裂变室得到信号中子注量率的方差信号的有效下限大大低于裂变室的脉冲计数有效量程的上限由于这种重叠，有时使用宽量

9、程中子注量率测量装置，这种装置利用从同一裂变室来的脉冲计数和方差两种信号。这种类型的宽量程测量装置可以设计成线性输出或对数输出，后者通常兼有周期测量。当使用这种宽量程对数功率通道时，可取代分离式对数电流测量装置和脉冲计数装置。当利用交流技术方法（脉冲计数和方差）测量对数中子注量率时，实际上在高量程范围内可利用电离室电流的直流分量来测量线性功率见4.4. 2. 1）.如果这种线性电流信号用于反应堆保护功能，则装置必须满足反应堆保护用的中子注量率测量装置的全部要求4.4. 7 停堆反应性测量对停堆反应性可以采用定期测量的方法，但必须考虑到测量的不确定性。在换料和堆芯部件其它操作期间，必须提供足够的

10、手段来确定反应性低于安全限值。2 一一一一一一一一GB/T 12789. 4 94 在这种情况下，决定测量频度的准则必须是a在测量问隔中没有什么危险的机械操作，而这种操作会使反应性余量减小到被认为危及安全的程度没有单一的方法能够测量所有的停堆深度，为此根据它们的使用范围应考虑采用下列方法za. ，直到截止频率的噪声分析gb. 调制反应性（例如吸收棒振荡），c. 逆中子动力学，d. 极性谱的相关性；e. 源调制（未经照射的堆芯） r. 非对称源未经照射的堆芯4. 7 中子注量率分布测量可通过对堆芯中子注量率的监测来估计堆芯内部中子注重率的分布，并容许较准确地估计详细的功率分布这也能促进燃料有效管

11、理，以便使堆芯达到最大的输出功率和最长的寿命。5 温度测量5. 1. 2. 5.2 已安装的备用温度测量器件应用电缆把其输出引到一个可以接近的地方。辐照对温度测量准确度的影响e. 热电偶电势测量系统不应受电离辐射所引进的在堆芯热电偶上过量电荷积累的影响。5. 5冷却剂温度测量5. 5. 3. , 除了用于保护目的的冷却剂温度测量之外，还可以利用热时间常数小的温度敏感元件来测定冷却剂温度的波动以提供进一步的保护5. 5. 3. 2. 为了使管道出口冷却剂温度更有效的用于保护，还需要考虑冷却剂的流动状态对于传输时间、热容量和相对燃料通道出口的位置应给予特别注意5. 9. 反应堆容器温度测量在反应堆

12、容器温度变化期间，应监测反应堆容器壁面温度，因为此时可能超过由温度变化率所确定的应力极限或蠕变极限。 6 冷却J测量6. , 在测量系统中使用的与冷却剂接触的所有材料必须在化学上和物理上与冷却剂回路内的全部条件和材料相容应考虑到与冷却剂意外接触的影响。6-2冷却剂流量5. 2. 3. 燃料组件冷却剂流量为了掌握堆芯性能，可对燃料组件冷却剂流量进行测量可利用5.5.3.l条所描述的方法来探测燃料组件冷却剂流量的异常6.5冷却剂泄漏6. 5. 1 液态金属泄漏到大气中由于冷却剂具有易燃性、毒性和放射性，因此必须探测冷却剂的泄漏并确定泄漏部位要特别注意可能损害反应堆安全系统和重要系统的部件或可能危及

13、人身安全的部位6. 5. 2水或蒸汽泄漏到液态金属中必须设置探测水或蒸汽泄漏到液态金属中的设备，这种设备应具有合适的灵敏度和时间响应。可以使用下列方法：a. b. c. 测量液态金属中的氢浓度g测量覆盖气体中的氢浓度，测量液态金属中的氧浓度，3 一一一飞, GB/T 12789. 4-94 d. 测量液态金属流量变化，e. 泄漏处声发射，r. 覆盖气体里或液态金属系统内压力的增加。6.6冷却剂纯度度2为了控制冷却剂纯度，防止堆芯和回路部件的性能退化，可能需要在线或取样测量下列杂质的浓a. b. 氧，碳，氮，c. d. 不溶性微粒，t氢。此外，基于冷却剂的物理性质随可溶性杂质浓度变化的技术可以用

14、来给出杂质水平的总的指示6 7冷却剂的放射性活度应该监测冷却剂放射性活度，以便指示出裂变产物和放射性腐蚀产物超过正常值的水平。例如，可利用燃料组件冷却剂出口取样系统新的或较高水平的裂变产物的存在能够表明燃料包壳破损。例如，可以使用缓发中子探测法或气体沉降法这些测量可以给保护系统提供信号在这种情况下，这些系统及其布置应按照保护系统标准进行设计s. s 冷却剂沸腾探测堆芯内沸腾的任何设备必须有足够数量的探测器，以便探测出任何燃料组件处所产生的沸腾s.9 覆盖气体系统6. 9. 1 覆盖气体纯度冷却剂覆盖气体系统是冷却剂系统边界的一部分。如果适用可以通过连续探测气体内成分的变化，并进行气体分析，以便

15、指示出覆盖气体系统是否正常。可以用气体识别法来探测非裂变气体从加标志的燃料组件处的泄漏s. 9. 2. 覆盖气体的放射性活度覆盖气体系统应有探测裂变产物超过正常水平的设备。应该考虑本底辐射例如z由“Ar和Ne产生的）影响7 保护系统7. 1 必须符合GB4083的规定。7. 2 保护系统内部的功能7. 2 1 紧急停堆系统虽然目前对于销冷快堆还不可能有一个完善的选择参数的方法，但是对一个特定的反应堆应考虑下列项目24 a. b. c. d. e. r. g. h. 平均中子注量率高和低，冷却剂液位高和低，堆芯出口冷却剂温度高或波动大，堆芯冷却剂流量低，燃料组件出口冷却剂温度高，燃料组件冷却剂流

16、量低，反应堆冷却剂泵转速低，冷却剂沸腾s一、. GB/T 12789. 4-94 启动时中子注量率变化率高g中子注量率波动大P安全壳内放射性活度高g堆芯出口冷却剂温度变化率高；地震强度高1冷却剂的裂变产物放射性活度高或增长率高包括缓发中子监测方法，。反应堆冷却剂泵断电，p. 失去足够的排热能力，包括电负荷的丧失或减j;-;q. 纳燃烧sr. 专设安全设施动作。7. 2. 2. 专设安全设施在事故发生期间或发生之后，专设安全设施必须起作用，以限制或缓解事故后果专设安全设施、控制装置、仪表和应急电源等都必须按照相应的安全停堆系统准则进行设计专设安全设施必须有应急动力源，应急动力源的设计不属于本标准

17、在快堆设计中必须考虑下列专设安全设施。1.2.2.1 安全壳隔离的启动当安全壳内放射性活度高于限定值时，必须自动启动安全壳隔离必须考虑到导致安全壳内放射性释放的其他工况。7.2.2.2 堆芯辅助冷却系统（应急堆芯冷却系统）的启动和运行堆芯辅助冷却系统应急堆芯冷却系统可以自动启动或手动启动，这取决于对事故工况的估计和冷却剂自然循环的能力。k. m. n. 反应堆控制- 1 1 11. 1 控制特性快堆可以用堆芯出口冷却剂的温度作为主控参数辅助控制参数可以是ga. 堆芯入口冷却剂温度，b. 冷却剂流量或泵的转速（一回路和二回路，c. 中子注量率gd. 发电机功率需求ge. 蒸汽温度或压力必须控制这

18、些参数变化的容许速率和限值，以便限制由于正常运行或预计的反应堆装置故障引起的热冲击和循环应力疲劳对反应堆装置任何部件的损坏。11. 2. 控制棒位置和移动的指示控制室里必须显示出控制棒的位置及移动情况，使操纵员能明确了解控制棒的分布形式每根控制棒（或机械上联结在一起的控制棒组的位置应该连续地或按操纵员要求提供给操纵员。还要提供记录和修正棒位数据的手段。可以用在线计算机来提供所要求的位置显示和数据记录当移动任何一根控制棒（或棒组时，相邻的控制棒位置也可以显示。控制棒的任何异常移动都应给出报警信号。. GB/T 12789. 4-94 附加说明g本标准由中国核工业总公司提出本标准由中国原子能科学研究院负责起草。本标准主要起草人刘国发、周世章、孟凡淑版权专有不得翻印” 书号，155066 1-11589 晤标日26618