GB/T 12789.2-2025 核反应堆仪表准则 第2部分：压水堆

ICS2712010

CCSF.69.

中华人民共和国国家标准

GB/T127892—2025

.

代替GB/T127892—1991

.

核反应堆仪表准则

第2部分压水堆

:

Criteriafornuclearreactorinstrumentation—

Part2Pressurizedwaterreactors

:

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/T127892—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、、…………3

中子注量率测量仪表的刻度和试验

5.5………………3

温度测量

6…………………3

通用要求

6.1……………3

燃料组件温度测量

6.2…………………3

冷却剂温度测量

6.3……………………3

反应堆安全重要的温度测量

6.4………………………4

温度保护仪表

6.5………………………4

温度显示

6.6……………4

冷却剂测量

7………………4

通用要求

7.1……………4

冷却剂流量测量

7.2……………………4

冷却剂压力测量

7.3……………………4

冷却剂液位测量

7.4……………………5

冷却剂泄漏测量

7.5……………………5

冷却剂纯度测量

7.6……………………5

反应性控制

7.7…………………………5

保护系统

8…………………5

一般要求

8.1……………5

紧急停堆系统

8.2………………………5

专设安全设施驱动系统

8.3……………6

保护变量的测量

8.4……………………6

仪表动力源

9………………7

控制设施

10…………………7

报警装置

11…………………7

Ⅰ

GB/T127892—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《》2。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二部分压水堆与

GB/T12789.2—1991《:》,GB/T12789.2—

相比除结构调整和编辑性改动外主要技术变化如下

1991,,:

更改了范围的内容描述见第章年版的第章

———(1,19911);

增加了术语和定义见第章

———“”(3);

更改了反应堆冷却剂回路的描述见年版的

———(4.2,19913.4);

增加了裂变产物监测仪表设置要求见

———(4.6);

增加了指示中子注量率变化率的参数要求中子注量率变化率的修正要求见

———、(5.1.2);

增加了采用连续测量装置对功率分布监测的设计要求见

———(5.1.3);

增加了无源启动的相关要求见

———(5.1.5);

增加了中子注量率测量仪表的校准和刻度方法见

———(5.3.3);

增加了冷却剂流量测量方法见

———(7.2.2);

更改了专设安全设施的要求描述见年版的

———(8.3,19917.2);

增加了启动主给水隔离主蒸汽隔离的专设安全设施动作描述见

———“”“”(8.3.6、8.3.7)。

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中核核电

:、、、

运行管理有限公司福建福清核电有限公司生态环境部核与辐射安全中心核工业标准化研究所

、、、。

本文件主要起草人徐涛刘丹会何亮秦越李卓玥李红霞朱加良张芸王海麟邓志光吴茜

:、、、、、、、、、、、

朱毖微徐思捷王雪梅吕鑫黄有骏蒋天植陈鹏刘宏春邓世仪郭林杨震关悦黄显煊刘景宾

、、、、、、、、、、、、、、

乔宁焦丽玲李茳

、、。

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/T12789.2—1991;

本次为第一次修订

———。

Ⅲ

GB/T127892—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/T127892—2025

.

核反应堆仪表准则

第2部分压水堆

:

1范围

本文件规定了压水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

、、、、、、。

本文件适用于压水堆堆型中与反应堆安全和控制有直接关系的仪表的设计和实施

。

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:

核反应堆仪表准则第部分一般原则

GB/T12789.1—20251:

核电厂安全系统设计准则

GB/T13284

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压水堆核反应堆仪表应满足中的总体要求

.GB/T12789.1—2025。

42燃料包壳温度是重要的反应堆参数但它不是直接测量的而是根据测量反应堆冷却剂系统的温

.,,

度压力和流量以及反应堆功率和空间分布来推断的

、。

根据核测量热工测量控制棒位置以及与功率水平和其他体现反应堆状态的测量参数来证明反

、、,,

应堆功率和功率密度的空间分布是在允许范围之内

。

表明反应堆功率和需求功率之间存在明显不平衡的测量值可用来提供保护功能这些测量值包括

,

基于稳压器液位测量获得的反应堆冷却剂系统体积变化此外导致反应堆功率和需求功率不平衡的

。,

工况也可测量出来并且用来作为保护功能该工况包括汽轮机停机和热阱丧失可用蒸汽发生器低水

,。(

位或低给水流量来表示

)。

依靠安全阀动作或反应堆降功率来防止反应堆冷却剂压力边界超压

。

超过补水系统能力的反应堆冷却剂压力边界破裂会导致反应堆冷却剂系统压力降低稳压器水位

、

降低以及安全壳压力升高安全壳屏障用来承受由于反应堆冷却剂回路破裂而引起的压力温度等影

。、

响安全壳应设置能启动保护系统的测量装置以便在事故后保证安全壳的完整性

,,。

尽管屏障完整性的直接测量通常是不能实现的但是应测量出表征以下工况的过程参数

,:

使三道屏障燃料包壳反应堆冷却剂压力边界安全壳之一应力过大的工况

a)(、、);

1