GB/T 12789.3-2025 核反应堆仪表准则 第3部分:高温气冷反应堆

GB/T 12789.3-2025 Criteria for nuclear reactor instrumentation—Part 3:High temperature gas-cooled reactor

国家标准 中文简体 现行 页数:12页 | 格式:PDF

基本信息

标准号
GB/T 12789.3-2025
标准类型
国家标准
标准状态
现行
中国标准分类号(CCS)
国际标准分类号(ICS)
发布日期
2025-04-25
实施日期
2025-11-01
发布单位/组织
国家市场监督管理总局、国家标准化管理委员会
归口单位
全国核仪器仪表标准化技术委员会(SAC/TC 30)
适用范围
本文件规定了高温气冷反应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、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、控制设施及报警系统等相关要求。
本文件适用于间接循环的高温气冷反应堆仪表和控制的设计和实施。

研制信息

起草单位:
清华大学、中核能源科技有限公司
起草人:
李富、黄晓津、孙艳飞、李铎、李博远、熊华胜、石琦、高旭、熊德桂、陈景
出版信息:
页数:12页 | 字数:15 千字 | 开本: 大16开

内容描述

ICS2712020

CCSF.69.

中华人民共和国国家标准

GB/T127893—2025

.

代替GB/T127893—1992

.

核反应堆仪表准则

第3部分高温气冷反应堆

:

Criteriafornuclearreactorinstrumentation—

Part3Hihtemeratureas-cooledreactor

:gpg

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/T127893—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…………………………1

通用要求

5.1……………1

中子探测器

5.2…………………………1

中子注量率测量仪表

5.3………………1

中子注量率水平与周期的报警控制停堆

5.4、、………2

中子注量率测量仪表的刻度和试验

5.5………………2

温度测量

6…………………2

通用要求

6.1……………2

燃料元件温度测量

6.2…………………2

慢化剂温度测量

6.3……………………2

冷却剂温度测量

6.4……………………3

对反应堆安全重要的温度测量

6.5……………………3

温度保护仪表

6.6………………………3

温度显示

6.7……………3

冷却剂测量

7………………3

通用要求

7.1……………3

冷却剂流量测量

7.2……………………3

冷却剂压力测量

7.3……………………3

冷却剂液位测量

7.4……………………3

冷却剂泄漏

7.5…………………………3

冷却剂纯度

7.6…………………………4

冷却剂放射性活度

7.7…………………4

冷却剂的湿度监测

7.8…………………4

保护系统

8…………………4

紧急停堆系统

8.1………………………4

专设安全设施驱动系统

8.2……………4

仪表动力源

9………………5

控制设施及报警系统

10……………………5

GB/T127893—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《》3。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三部分高温气冷反应堆与

GB/T12789.3—1992《:》,

相比除结构调整和编辑性改动外主要技术变化如下

GB/T12789.3—1992,,:

更改了范围的描述见第章年版的第章

———(1,19921);

更改了燃料温度测量的描述见年版的

———(6.2,19925.3);

更改了冷却剂温度测量的描述见年版的

———(6.4,19925.5);

增加了对反应堆安全重要的温度测量的描述见

———(6.5);

更改了冷却剂流量测量方法举例见年版的

———(7.2,19926.2);

更改了反应堆冷却剂系统冷却剂泄漏触发紧急停堆的条件和专设动作见年版的

———(7.5.2,1992

6.5.2);

删除了保护动作的描述见年版的

———(1992

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