GB T 13284.1-2008 核电厂安全系统.第1部分:设计准则.pdf
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1、ICS 2712020F 83 鳕园中华人民共和国国家标准GBT 1328412008代替GB 13284-1998核电厂安全系统第1部分:设计准则The safety systems for nuclear power plants-Part 1:Design criteria20080324发布 20081 I-01实施宰瞀徽紫瓣訾麟瞥星发布中国国家标准化管理委员会促19GBT 1328412008目 次前言一I1范围-12规范性引用文件23术语和定义一24安全系统的设计基准一45安全系统准则66监测指令设备的功能和设计要求97执行装置的功能和设计要求118对动力源的要求12附录A(资料性
2、附录)安全系统范围演变过程的一些基本概念的图解13附录B(资料性附录) 电磁兼容性19附录c(资料性附录)提供附加信息的其他标准22刖 昌GBT 1328412008GBT 13284(核电厂安全系统的预计结构由七部分组成:第1部分:设计准则;第2部分:数字计算机的适用准则;第3部分:整定值;第4部分:定期试验与监测;第5部分:仪表通道响应时间试验;第6部分:仪表通道性能验证方法;第7部分:逻辑装置的特性和检验方法。本部分为GBT 13284的第1部分,对应于IEEE Std 603:1998核电厂安全系统准则(英文版)。本部分与IEEE Std 603:1998的一致性程度为非等效,其主要差
3、异如下:将IEEE Std 603:1998的图2、图3和图4合并为图2;将IEEE Std 603:1998中引用的美国标准改为我国相应的标准;增加了442、443、444。本部分代替GB 13284 1998核电厂安全系统准则。本部分与GB 132841998相比主要有以下变化:第5章中增加了“共因故障准则”;增加了附录B(资料性附录)“电磁兼容性”。本部分的附录A、附录B和附录c都是资料性附录。本部分由国防科学技术工业委员会提出。本部分由核工业标准化研究所归口。本部分起草单位:核工业标准化研究所。本部分主要起草人:高丽艳、牛祝年、肖晨。本部分于1991年11月首次发布,1998年11月第
4、一次修订。1范围核电厂安全系统第1部分:设计准则GBT 1328412008GBT 13284的本部分规定了核电厂安全系统动力源、仪表和控制部分最低限度的功能和设计要求。为了符合本部分的规定,也对安全系统其他部分(见图1)提出了接口要求。本部分适用于为防止或减轻设计基准事件后果、保护公众健康和安全所需要的那些系统。对于保护整个核电厂安全所需的所有与安全有关的系统、构筑物和设备,亦可参照使用。图1本部分的适用范围和接口图2用33矩阵的形式说明本部分的范围,矩阵顶部一行的名称说明安全系统可以分为监测指令设备、执行装置和动力源三个通用单元,它们代表一组设备为很多独立的安全功能提供类似的功能特性。矩阵
5、左边一列的名称说明安全系统可分为反应堆停堆系统和专设安全设施、辅助支持设施及其他辅助设施三个工作单元。监铡指令设备 执行装置 动力源反应堆停堆 过程传癌器 过程控制器 反应堆停堆系统专设安全设施 (动力潭属于辅助系统和专设 信号处理 操纵员操作显示器 停堆断路嚣 电动机、启动嚣 支持设麓或其他辅安全设捕 判断逻辑 行程开关 专设安全设麓 专设安全设麓电 助设施)手动开关 控制电路 断路嚣 动阀门、电磁随专设安全设施桑 辅助支持 室温传盛墨 柴油机启动逻辑 采暖、通风和 空气压缩机和 设施 设备温度传 柴油机加载程序 空调风机、过滤嚣 储气tt 寡器 行程开关 润滑油泵 蓄电池 压力开关和 控制
6、电路 设备冷却幕 柴油发电机组 调节署 斯路器,启动 逆变嚣l 电压互感器 器、电动机 变压器 欠电压继电器 柴油机启动线圈 工作母线G配电盘其他辅助 自动检验设备 行程开关 安全系统隔离装置 蓄电池充电器设旌 和电路 柴油机过热和 非重要负载断路器 变压器旁通和复位 润滑缺油显示器 工作母线电路 手动开关 配电盘电气保护继电器图2表示安全系统的3X 3矩阵GBT 1328412008图2同时给出了矩阵每一部分典型设备的例子,可以看出某些部件根据其用途可能分属于几个部分。注1:根据定义,动力源属于辅助支持设施或其他辅助设施,因此,在图2中没有作为反应堆停堆系统及专设安全设施的一部分。注2:从图
7、2矩阵的一行可以看到一个工作单元可组成一个系统,如厂用水系统;从一列可以看到,该列通用单元表示一组设备,为完成很多独立安全功能提供类似的功能特性(如传感器)。注3:每一个工作单元包括一个或几个通用单元,但不一定包括所有通用单元。注4:属于某一通用单元的设备不限于在一个工作单元中使用。2规范性引用文件下列文件中的条款通过GBT 13284的本部分的引用而成为本部分的条款。凡是注日期的引用文件,其随后所有的修改单(不包含勘误的内容)或修订版均不适用于本部分,然而,鼓励根据本部分达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最瓤版本。凡是不注日期的引用文件,其最新版本适用于本部分。GBT 5204核电厂安全
8、系统定期试验与监测(GBT 5204-1994,neq ANSIIEEE 338:1987)GBT 7163核电厂安全系统的可靠性分析要求(GBT 7163-1999,eqv IEEC Std577:1976)GBT 9225核电厂安全系统可靠性分析一般原则(GBT 9225-1999,eqv ANSIIEEC Std352:1987)GBT 12727核电厂 安全系统电气设备质量鉴定(GBT 12727-2002,IEC 60780:1998,MOD)GBT 12788核电厂安全级电力系统准则(GBT 12788-2000,eqv IEEE 308:1991)GBT 12790核电厂安全级电
9、气设备和系统文件标识方法(GBT 12790-1991,IEEE 494:1975,NEQ)GBT 13286核电厂安全级电气设备和电路独立性准则GBT 13626单一故障准则应用于核电厂安全系统GBT 136272核电厂事故监测仪表准则仪表准则GBT 13629核电厂安全系统中数字计算机的适用准则(GBT 13629-1998,eqv IEEE Std7432:1993)EJT 562核安全有关的操纵员动作时间响应设计准则EJT 574核电厂安全级控制仪表盘(屏)和机架的设计与鉴定EJT 797人因工程原则在核电厂系统、设备和设施中的应用EJT 799核电厂安全系统仪表触发整定值的确定和保持
10、HAF 102核动力厂设计安全规定HAD00301核电厂质量保证大纲的制定3术语和定义下列术语和定义适用于GBT 13284的本部分。31可接受的acceptable通过核电厂安全分析证明是满足要求的。32行政管理administrative controls法律、法令、指示、程序、政策、习惯作法授予的权利与职责。2GBT 132841200833分析限值analytical limit根据安全分析确定的被测量或计算量的限值,以保证其不超过安全限值。34相关电路associated circuits非安全级(非1E级)电路,但是和安全级电路没有通过可接受的分隔距离、安全级构筑物、屏障或隔离器件
11、进行实体分隔或电气隔离。35辅助支持设施auxiliary supporting features为安全系统完成其安全功能提供服务(如冷却、润滑和动力)的系统或设备。36通道channeI在核电厂工况需要时,为产生一个单一保护动作信号所需要的元器件和组件的种配置。一个通道在各单一保护动作信号的汇合处终止。37安全级classlE核电厂电气设备和系统的一个安全级别。它们是完成反应堆紧急停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳和反应堆排出热量所必需的,或者是防止放射性物质向环境大量排放所必需的。注:“安全级”(1E级)是功能性的术语。设备和系统只有完成本部分列举的功能才能划归安全级;不应根据其他功能
12、将系统或设备定为安全级。38共因故障common-eause failure归因于一个共同原因的多个故障。39部件components组成一个系统的各个独立物项。例如:导线、晶体管、开关、电动机、继电器、电磁线圈、管路、配件、泵、罐、阀门等。310设计基准事件design basis events为确定构筑物、系统和部件可接受的性能要求,在设计中采用的假设始发事件。311可探测故障detectable failures可以通过定期试验鉴别的故障,或通过报警或异常显示发现的故障。在通道级、序列级或系统级测出的部件故障都是可探测故障。注:可判别但不可探测的故障是通过分析来判断的故障,这类故障不能通
13、过定期试验发现,也不能通过报警或异常显示发现。312序列division某一给定系统或设备组的名称,它们能与其他冗余设备组在实体、电气和功能上保持独立。313执行装置execute features由电气设备和机械设备及其连接件组成,接到来自监测指令设备的信号后,执行与安全功能直接或阈接有关的某一功能。执行装置的范围是从监测指令设备的输出端开始,直到并且包括执行装置与过3GBT 1328412008程的耦合处。注1:在某些情况下,保护动作可由直接对过程工况进行响应的执行装置(例如止回阀、自力式卸压阀)完成。注2:执行装置通常包括驱动设备、原动机及被驱动设备。314组件 module构成一个单独
14、的装置、仪表或设备的互相连接的部件组合,一个组件能作为一个单元断开、拆卸和使用备件更换,它有固定的功能特性,可作为一个单元被试验。只要符合此定义,一个组件可以是一台大型装置的一块印制板、一个可抽出的断路器或其他子组件。315动力源power SOUlCe$为产生或转换动力所必需的电气设备、机械设备及其连接件。316保护动作protective action为完成某一安全功能,在监测指令设备内产生一个信号,或是执行装置内设备的运行。317冗余设备或系统redundant equipment or system重复另一设备或系统必要功能达裂如下程度的设备或系统,不管哪一个处于工作或故障状态,另一个
15、均能完成要求的功能。实现冗余可采用相同设备、设备的多样性或功能的多样性。318安全功能safety function为了把核电厂参数保持在按设计基准事件确定的可接受的限值内,所必需的一种过程或状态(例如应急负反应性引入、事故后热量排出、应急堆芯冷却、事故后放射性物质清除和安全壳隔离)。注:完成某一安全功能是反应堆停堆系统和辅助支持设施完成所有必需的保护动作,或者是专设安全设施和辅助支持设施完成所有必需的保护动作,或者由两者共同实现(参见附录A)。319安全组safety group某一假设始发事件发生时,能完成其要求的安全功能的一组最少量的部件、组件和设备组合。一个安全组包括一个或多个序列(参
16、见附录A)。320安全系统safety system与安全有重要关系的系统,用于在任何工况下保证反应堆安全停堆、从堆芯排出热量或限制预计运行事件和事故工况的后果。安全系统执行安全功能,其电气部分属于安全级(1E级)。321监测指令设备sense and command features产生与安全功能直接或间接有关的信号的电气和机械设备及其连接件,其范围是从被测过程变量开始,直到执行装置输入端为止。4安全系统的设计基准对核电厂每个安全系统的设计都应规定具体的基准,根据需要,设计基准还可用于确定安全系统及其设计变更的正确性。设计基准应符合HAFl02的规定,至少应按下列内容形成文件。41适用于核电
17、厂每种运行方式的设计基准事件,以及对应每一事件的核电厂工况的初始条件和允许限值。42对应每个设计基准事件的安全功能和执行装置的相应保护动作。4GBT 132841200843对所提供的每种运行旁通能力的允许条件。44对42规定的每个保护动作应给出如下数据:441为确保保护动作的正确完成,需要监测的变量、变量组或两者之和(监测的目的是为了手动、自动或以两种方式控制每一保护动作)、与每个变量有关的分析限值和范围(包括正常、异常和事故工况)以及这些受控变量的变化率。442适用于每一被测变量或变量组的安全限值(见图3中曲线A)。443对47和48所述情况适当组合时的最低性能要求:a) 每种变量或变量组
18、的分析限值(见图3中曲线B);b) 由于仪表的不准确度、校准的不确定度和误差而需给出的增量(见图3中增量c);c)在核电厂安全分析中确定分析限值所用的安全系统总响应时间。应提供证据以证明由于仪表的不准确度、校准的不确定度、误差和时间响应所用的假定值是可以接受的和合理的。444为了考虑各次校准和验证试验的时间间隔之内的漂移,给出分析限值和保护动作整定值(见图3中曲线D)之间的增量(觅图3中增量E)。应提供证据证明对仪表漂移所用的假定值是可以接受的和合理的。变量Y(倒如口温度)A安全限值,表示安全状态的限值;B分析限值,表示任何时候都可能存在的限制性最少的整定值;c考虑校准误差、仪表准确度和瞬态超
19、调量的容差(它可能是变量z或变量,或两者的函数);D保护动作整定值,设置在此值时可确保漂移不会使整定值超过整定点的允许值B。E考虑仪器和整定值漂移的容差(它可能是变量z或变量,或两者的函数)。图3安全系统整定值与安全状态限值的关系45对可以手动触发或触发后可以手动控制的42规定的保护动作应符合以下要求(详见日T 562):a) 允许手动控制的时刻与核电厂工况;b)允许只用手动触发或触发后只用手动控制的理由;c)操纵员应在正常、异常和事故工况期间进行手动操作时的环境条件范围;d)为了便于手动操作,应向操纵员显示的变量(见441)。46对于441所述变量中的空间相关变量(即在某特定区域内变量是位置
20、的函数),为保护目的所需要的传感器的最小数量和位置。47在安全系统应工作的正常、异常和事故工况期间,动力源、控制电源和环境条件(如电压、频率、辐射、温度、湿度、压力、振动和电磁干扰)的稳态及瞬态变化范围。对电磁干扰的有关信息参见附录B。6BT 132841200848可能引起安全系统功能劣化的情况(如飞射物、管道破裂、火灾、失去通风、消防系统误动作、操纵员差错、非安全有关系统中的故障),以及针对这些情况为保持安全系统完成安全功能的能力而应采取的预防措施。49为确定安全系统设计的可靠性适合于每个安全系统设计以及适合于对系统设计提出的任何定性或定量可靠性目标所采用的方法。410某一设计基准事件发生
21、后的关键时刻或核电厂工况,包括:a) 应触发安全系统保护动作的时刻或核电厂工况;b)确定安全功能正确完成的时刻或核电厂工况;c) 需要自动控制保护动作的时刻或核电厂工况;d)允许安全系统恢复正常的时刻或核电厂工况。41 1 阻止安全系统执行其安全功能的设备保护装置。412可能对安全系统设计提出的其他特殊的设计基准(例如多样性、联锁、管理规定)。5安全系统准则安全系统应准确、可靠地把核电厂参数保持在可接受的限值之内,这些限值是按相应的设计基准事件规定的。每个安全系统的动力源、仪表和控制部分都应由一个以上的安全组组成,其中任何一个安全组都能完成该系统的安全功能(参见附录A)。51单一故障准则安全系
22、统在下列情况下应完成某一设计基准事件需要的全部安全功能:a)安全系统内存在单一可探测故障,同时存在可判别但不可探测的故障;b) 由上述单一故障引起的所有故障;c) 导致需要执行安全功能的设计基准事件或由这种事件引起的所有故障和系统误动作。在要求安全系统执行安全功能的设计基准事件之前或期间的任何时间都可能发生单一故障。不管安全系统的控制是手动的还是自动的,单一故障准则都适用于安全系统,详见GBT 13626。对于数字计算机的共因故障要求见GBT 13629。本部分并不要求在一个安全组内使用符合逻辑(或多通道),但根据其他标准要求,或者为使核电厂的可用性或可靠性达到最高也可以采用符合逻辑。在其他标
23、准中已进行过评价并形成文件,证明某些流体系统中的故障可不遵守单一故障准则(参见附录c的c3)。可以对安全系统进行概率评价,证明使用单一故障准则时不必考虑某些假想故障。概率评价的目的在于排除对不可信的事件和故障的考虑,但不能代替单一故障准则。可靠性分析的指导见GBT 7163和GBT 9225。如果有合理的证据,表明一个安全系统的设计符合单一故障准则,但可能不满足49规定的所有可靠性要求时,就应对该系统进行概率评价,评价应不限于只考虑单一故障。如果评价表明不满足设计基准的要求,则应采取设计措施改进设计或校正修改,以保证该系统满足规定的可靠性要求。52保护动作的完成安全系统应设计成一旦被自动或手动
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- GB 13284.1 2008 核电厂 安全 系统 部分 设计 准则
