GB/T 12789.1-1991 核反应堆仪表准则 第一部分：一般原则

UDC621.039.564

F87

中华人民共和国国家标准

GB12789.1一91

核反应堆仪表准则

第一部分:一般原则

Criteriafornuclearreactorinstrumentation

Part1、General.pprnceslii

1991一04一11发布1991一12一01实施

国家技术监督局发布

中华人民共和国国家标准

核反应堆仪表准则GB12789.1一91

第一部分:一般原则

Criteriafornuclearreactorinstrumentation

Part1;Generalprinciples

本标准等效采用国际标准IEC231-0967)《核反应堆仪表一般原则》。

1主肠内容与适用范围

本标准规定了核反应堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的一般原则。本标准给出一般反应堆

仪表的设计指南和实施导则.对特定堆型的仪表在其他标准中另有规定、

本标准适用于与反应堆整体安全和有效控制有直接关系的仪表.

2引用标准

GB4083核反应堆保护系统安全准则

3总的要求

3.飞运行管理指挥系统应对反应堆安全运行负责。指挥系统的主要目标是实现安全原则、可用性原则

和人因工程原则。但是在整个反应堆寿期内设计应尽量简化各种可信工况下的安全操作.

3.2仪表设计应能使操纵员对反应堆装置的物理状态和动态特性作出充分估计，提供报普来指示出异

常状态。

3.3仪表所要求的保护级别由下述考虑确定:

3.3.1在事故情况下，要求该安全系统正确动作，以避免事故对公众产生不可接受的危害结果。该类仪

表的保护级别是由人道主义、可实现性、经济性和其他考虑而确定的。

3.3.2该安全系统的安全失效不会导致对公众产生不可接受的危害作用。此情况下安全系统的功能是

为保护反应堆免于破坏并减少事故过程中对工作人员的辐照。

3.4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是不能提供充分保护，因此，至少应测量二个独立参

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。

I5反应堆控制系统和反应堆安全系统应保持独立一个系统的故障不会引起另一个系统的误动，要

求安全动作优先于控制动作。

3.5.1当反应堆控制系统产生任何故障(故障组合)或误动，使运行参数超出整定值时，反应堆安全系

统应提供保护

3.5.2安全系统的任何故障(故障组合)都不应使控制系统导致反应性增加。

3.6反应堆处于试运行或其他非正式运行状态，仍然要提供足够的安全装置和控制装置。

国家技术监督局1991一04一11批准1991一12一01实施

GB12789.1一91

4中子注f率测f

4.1一般原则

4.1.1反应堆必须设置中子注量率测量，因为中子注量率仪表与其他类型仪表相比具有响应快、灵敏

度高的优点。

4.1.2为了反应堆安全运行，需测量很宽量程范围内的中子注量率(或裂变率)。特别当中子注量率很

低时，在某种故障状态下，可能发生反应堆短周期，这是危险的。为避免此种危害应规定反应堆有周期测

量(在低注量率时)或中子注量率随时间变化的测量。

4.1.3反应堆较长时间运行后，在停堆状态下，测其裂变率时，应考虑裂变产物蜕变对测量的影响。

4.1.4单个测量装置可能不满足反应堆全部量程的中子注量率测量。可提供一定数量的、具有不同类

型测量仪表的测量装置，按其适用测量范围分别使用.对不同的反应堆，这些装置的测量范围将有某种

变化。

4.2中子探测器

4.2.1中子探测器设计受下述结构和使用要求的影响，特别是用于高注量率侧量的电离室.

4.2.1.1在满足性能要求情况下，通常要求尺寸最小，以使在反应堆特定尺寸范围内能容纳足够数量

探测器，并减少对被测中子注量率的扰动。

4.2.1.2通常要求把探测器布置在高注量率区，以便获得最高测量精度和响应速度，即要求探测器能

承受高温，因此结构材料要适应于这样的注量率水平和温度，特别要注意保持绝缘子性能.

4.2.1.3选择结构材料应减少激发放射性活度。因其活度会干扰中子测量井增加维修困难。

4.2.1.4应考虑长期辐照对探测器内所使用的中子吸收活化材料的嫉耗作用，以避免性能降低。

4.2.2中子探测器的安装要求获得与反应堆裂变率成正比关系的热中子注母率。探侧器安装应达到在

整个反应堆功率运行范围内，反应堆功率轴出与所测中子注量率之比变化最小.多个探测器间的位置效

应应考虑移动任何一个探测器将使其他探测器的输出变化不得超过一可接受的因子。探测器的数量选

择除考虑保护需要外还应考虑空间注量率晴变的影响.

通常应考虑有备用探测器。

4.2.3在中子注量率较宽量程范围内测量，为获得仪表所要求的输出信号，可采用变更探测器位置的

方法或〔变更中子吸收体位置)，但探侧器位置的调整应是有限的，以避免产生不希望有附加效应(如收

集光中子).

为延长低注量率探测器(如BF。计数管)的使用寿命，在高注量率时要将其提到低注量率区，当反应

堆停堆时再将其插人堆内。

可移式探测器的位置应是可知的，并能复现其位置。探测器移动量和移动速度应可选择，以避免可

能的损伤。例如，当探测器用来与反应堆自动控制设备相连接时，就有可能出现这种情况.

4.2.4在低中子注量率水平下进行测量，测量装置要采取措施减少Y射线影响.建议Y注量率在总信

号所占比例不应超过20%.

4.3中子源

当反应堆停堆时，中子注量率可能降低到无法监测的水平，此时只有采用中子源。当反应堆达到临

界之前，为获得有意义的信号，应这样来确定源的位置，即反应堆大约处于1%次临界时，至少95%被测

中子是由裂变产生的。

4.4中子注量率测量仪表

4.4.1一般原则

4.4.1.1中子注量率仪表通常具有三种功能:

a.安全;

阮测量和指示;

GB12789.1一91

c.自动控制。

4.4.1.2中子注量率测量仪表主要分为三部分:

a.线性电流测量装置;

b.对数电流测量装置;

c.脉冲计数装置.

4.4.1.3由于中子注量率需在很宽量程范围内测量，通常采用若干个多量程装置，亦可采用可调查程

装置或改变探测器位置来覆盖中子注量率全部量程。无论采用何种方案都必须注意到量程转换或调节

不能造成反应堆保护作用的任何减弱。当注量率达到浏量装置饱和值时，或堆内中子注量率已不再与探

测器输出成比例时，应采取措施以确保反应堆具有充分保护。一个量程装置与另一个量程装置衔接之

处，至少应有一个量级的量程饭盖，

4.4.1.4中子注量率指示器，无论是就地还是远距离指示器，都要设计成易于识别指示器是在规定量

程之内正确工作。

4.4.2线性电流测量装置

通常使用三种装置:

a.超中子注量率保护装置，

b，线性功率测量装置;

c.功率偏差测量装置。

其输人由位于堆内或堆附近的一个或多个中子探测器取得，被测中子注量率水平应正比于堆功率。

其比例因子应尽可能与样栅及类似的影响无关。

4.4.2.1超中子注量率保护装置给安全逻辑装置提供信息，当功率上升到超过预先定值水平时就引起

反应堆停堆。

当反应堆功率信号低于定值水平时，该装置有正常信号抬出(相当于“1”状态)，所有其他状态，包括

装置故障或定值信号失效均有保护动作信号输出相〔当于“。”状态).

装置应保证误停堆数不超过最大容许值。

4.4-2.2线性功率测量装置是用来测量和线性显示反应堆功率。

至少应有一个线性功率测量装置由可靠电撅供电，以便在停电或其他紧急情况下能继续指示堆功

率。

该装置的量程至少应是满功率的120%。可设置附加量程转换，这种量程转换应有明显指示。当满

刻度指示为额定堆功率的10%以上时。要求电流侧盘精度优于满刻度指示的士IY..

4.4.2.3功率偏差测量装置或补偿式线性装置用于测量和显示/定值功率水平附近的功率变化。

4.4.3对数电流侧量装置

4.4.3.1在反应性为一常数情况下，堆功率按指数上升，若将探测器信号送到对数功率放大器中，其抬

出按线性增加，其斜率即为反应堆周期。

运用对数功率放大器和周期计二个设备，在至少大于6个功率量级范围内无需量程转换即可提供

堆功率指示和周期