GB/T 12789.1-2025 核反应堆仪表准则 第1部分：一般原则

ICS2712010

CCSF.69.

中华人民共和国国家标准

GB/T127891—2025

.

代替GB/T127891—1991

.

核反应堆仪表准则

第1部分一般原则

:

Criteriafornuclearreactorinstrumentation—Part1Generalrinciles

:pp

2025-04-25发布2025-11-01实施

国家市场监督管理总局发布

国家标准化管理委员会

GB/T127891—2025

.

目次

前言

…………………………Ⅲ

引言

…………………………Ⅳ

范围

1………………………1

规范性引用文件

2…………………………1

术语和定义

3………………1

总体要求

4…………………1

中子注量率测量

5…………………………2

通用要求

5.1……………2

中子探测器

5.2…………………………2

中子注量率测量仪表

5.3………………3

中子注量率水平相关的报警控制停堆

5.4、、…………4

中子注量率测量仪表的刻度和试验

5.5………………5

温度测量

6…………………5

通用要求

6.1……………5

燃料组件温度测量

6.2…………………5

慢化剂温度测量

6.3……………………5

冷却剂温度测量

6.4……………………5

反应堆安全重要的温度测量

6.5………………………6

温度保护仪表

6.6………………………6

冷却剂测量

7………………6

通用要求

7.1……………6

冷却剂流量测量

7.2……………………6

冷却剂压力测量

7.3……………………7

冷却剂液位测量

7.4……………………7

冷却剂泄漏测量

7.5……………………7

冷却剂纯度测量

7.6……………………7

冷却剂放射性活度测量

7.7……………7

保护系统

8…………………7

仪表动力源

9………………8

通用要求

9.1……………8

可靠动力系统

9.2………………………8

控制设施

10…………………8

通用要求

10.1……………8

Ⅰ

GB/T127891—2025

.

功能设计的技术要求

10.2………………8

报警装置

11…………………9

通用要求

11.1……………9

报警系统设计

11.2………………………9

Ⅱ

GB/T127891—2025

.

前言

本文件按照标准化工作导则第部分标准化文件的结构和起草规则的规定

GB/T1.1—2020《1:》

起草

。

本文件是核反应堆仪表准则的第部分已经发布了以下部分

GB/T12789《》1。GB/T12789:

第部分一般原则

———1:;

第部分压水堆

———2:;

第部分高温气冷反应堆

———3:;

第部分液态金属冷却快堆

———4:。

本文件代替核反应堆仪表准则第一部分一般原则与

GB/T12789.1—1991《:》,GB/T12789.1—

相比除结构调整和编辑性改动外主要技术变化如下

1991,,:

增加了术语和定义见第章

———(3);

更改了脉冲计数仪表的内容见年版的

———(5.3.4,19914.4.4);

更改了燃料组件温度测量的内容见年版的

———(6.2,19915.3);

更改了仪表动力源的内容见第章年版的第章

———(9,19918);

更改了控制设施的内容见第章年版的第章

———(10,19919);

更改了报警装置的内容见第章年版的第章

———(11,199110)。

请注意本文件的某些内容可能涉及专利本文件的发布机构不承担识别专利的责任

。。

本文件由全国核仪器仪表标准化技术委员会提出并归口

(SAC/TC30)。

本文件起草单位中国核动力研究设计院中国核电工程有限公司中广核工程有限公司江苏核电

:、、、

有限公司海南核电有限公司中核国电漳州能源有限公司福建福清核电有限公司中核运维技术有限

、、、、

公司电子科技大学核工业标准化研究所生态环境部核与安全辐射中心

、、、。

本文件主要起草人张芸黄有骏蒋天植何亮李文平徐涛沈峰张帆段鹏飞王贵范遂

:、、、、、、、、、、、

陈鹏李天友简一帆唐涛王帅焦丽玲李茳刘景宾乔宁杨阳骆楠珂李伟何绍群张伟张马路

、、、、、、、、、、、、、、、

邓世仪洪诗鑫郭唐文张琪张沛然

、、、、。

本文件及其所代替文件的历次版本发布情况为

:

年首次发布为

———1991GB/T12789.1—1991;

本次为第一次修订

———。

Ⅲ

GB/T127891—2025

.

引言

核反应堆仪表准则拟由四个部分构成

GB/T12789《》。

第部分一般原则目的在于规定了压水堆高温气冷堆液态金属冷却快堆安全运行所必

———1:。、、

需的专用仪表及其应用的一般原则

。

第部分压水堆目的在于作为第部分的补充规定了压水堆堆型仪表及其应用的一般

———2:。1,

原则

。

第部分高温气冷反应堆目的在于作为第部分的补充规定了高温气冷反应堆的仪表及

———3:。1,

其应用的一般原则

。

第部分液态金属冷却快堆目的在于作为第部分的补充规定了快堆仪表及其应用的一

———4:。1,

般原则

。

Ⅳ

GB/T127891—2025

.

核反应堆仪表准则

第1部分一般原则

:

1范围

本文件规定了压水堆高温气冷堆液态金属冷却快堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的通用

、、

要求包括总体要求对中子注量率测量温度测量冷却剂测量保护系统仪表动力源控制设施报警

,、、、、、、、

装置等的要求

。

本文件适用于与反应堆安全和控制有直接关系的仪表的设计和实施其他堆型参考使用

,。

2规范性引用文件

下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款其中注日期的引用文

。,

件仅该日期对应的版本适用于本文件不注日期的引用文件其最新版本包括所有的修改单适用于

,;,()

本文件

。

核科学技术术语第部分裂变反应堆

GB/T4960.22:

核科学技术术语第部分核仪器仪表

GB/T4960.66:

核电厂安全系统设计准则

GB/T13284

核电厂控制室设计

GB/T13630—2015

3术语和定义

和界定的术语和定义适用于本文件

GB/T4960.2GB/T4960.6。

4总体要求

41核反应堆营运单位应对反应堆安全运行负责但是反应堆仪表的设计宜在整个反应堆寿期内便于

.,

各种可信工况下的安全操作

。

42仪表设计应能使操作人员对反应堆的物理状态和动态特性及时反应并做出充分评估并提供适当

.,

的报警来指示异常状态

。

43仪表的安全分级由下述因素确定

.:

该仪表要执行的安全功能

a);

未能执行其安全功能的后果

b);

需要该仪表执行某一安全功能的可能性

c);

假设始发事件发生后需要该仪表执行某一安全功能的时刻或持续时间

d),。

44考虑到事故的多种性质堆芯过度辐照导致堆芯性能的复杂化以及估算偶然事件影响所采用的数

.,

学模型可能引入未知误差采用单一参数测量一般不能提供充分保护因此至少应测量两个独立参数

,,,

来监测某种偶然事件执行保护而其中一个参数应直接测量

,,。

45反应堆控制系统和反应堆安全系统宜保持独立一个系统的故障不会引起另一个系统的误动要

.,,

1