EJ_T 20113-2016钠冷快中子增殖堆设计准则 核蒸汽供应系统的过程检测系统.pdf

ICS 27. 120. 10EJF 63备案号：53322-2016中华人民共和国核行业标准EJ/T20113—2016钠冷快中子增殖堆设计准则核蒸汽供应系统的过程检测系统Design criteria for sodium cooled fast breeder reactorProcess monitoring system of nuclear steam supply system2016—01-19发布2016—0301实施国家国防科技工业局发布 EJ/T 201132016中华人民共和国核行业标准钠冷快中子增殖堆设计准则核蒸汽供应系统的过程检测系统EJ/T 2011320168核工业标准化研究所密版发行北京海淀区蛋子营1号院政编码：100091电话：01062863505机板工业信息研究院印制部印剧版权专有百不得翻印*2016年3月第1版2016年3月第1次印刷印效 1100定价18.00元 EJ/T 201132016本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由核工业标准化研究所归口，本标准起草单位：中国原子能科学研究院，本标准主要起草人：杨建伟、董康乐。- EJ/T201132016钠冷快中子增殖堆设计准则核蒸汽供应系统的过程检测系统1范围本标准规定了池式销冷快中子增殖堆核蒸汽供应系统（NSSS）的过程检测系统设计要求。本标准适用于池式钠冷快中子增殖堆核蒸汽供应系统的过程检测系统的设计。2规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。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标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的必威体育精装版版本。凡是不注日期的引用文件，其必威体育精装版版本适用于本标准。GB/T电厂安全系统定期试验与监测GB 12789. 11991核反应堆仪表准则第一部分：一般原则GB/T 132862008核电厂安全级电气设备和电路独立性准则GB/T 154742010核电厂安全重要仪表和控制功能分类HAD 102/14 (1988)核电厂安全有关仪表和控制系统3系统功能3.1应提供适当的测量、显示与记录手段，监测钠冷快中子增殖堆的核蒸汽供应系统在正常运行和预计运行事件工况下的过程参数和设各状态，以及事故工况和事故后的重要过程参数和设备状态，并在过程参数发生异常或设备教障时，给出报警信号。3.2系统主要检测的内容包括：a）核蒸汽供应系统过程参数（温度、流量、压力、液位、钠泄漏等）及其设备状态：b）辅助系统、专设安全设施及换料系统等的过程参数及其设备状态：c）反应堆的热功率。4安全分级钠冷快中予增殖堆核蒸汽供应系统的过程检测系统设备的安全分级应符合GB/T15474一2010的相关规定。5设计原则5.1过程检测系统的设计应考虑安全原则、可靠性原则和人固工程原则。5.2核安全级（1E级）过程检测系统的设计应满足GB/T13286-2008中第5、6、7章的要求和GB/T5204—2008中第5章的要求。5.3核安全相关级（SR级）过程检测系统的设计应满足HAD102/14（1988）中第4章的要求。6设计输入设计输入主要包括：a）监测参数的功能要求，如测量位置、安全等级、报警、联锁、是示等；b）监测参数的范围、精度等级、响应时间和输出等；c）过程检测系统及其设备的运行环境条件，如温度、混度、压力、辐照、离蚀、应力等。7设计基本要求7.1温度测量1 EJ/T 2011320167.1.1一般原则7.1.1.1应采用常规工业温度测量方法进行反应堆温度测量，并考虑反应堆温度测量的特殊性。7.1.1.2应设置足够数量的测点，即使在探测器寿期内一定数量的温度探测器损坏，仍能保持对NSSS的有效监测。7.1.1.3应考虑测量装置的可维修性，当测量装置不可更换时，应设置足够数量的备件。已安装测温备件的信号线应引到人员可以接近的位置，7.1.1.4对运行过程中需要检定的温度测量装置，应考虑检定的可行性。7.1.1.5若温度探测器与仪表的连接中有可动触头，则在设计中应尽量减小这些触头引入的附加误差。7.1.1.6可通过监测中子注量率水平、冷却剂流量和温度来判断燃料元件中心温度和燃料元件包壳温度是否在安全限值之内。7.1.2辐照影响应考虑材料辐照效应对温度测量的影响，包括：a）导体和绝缘体电阻值的变化：b）物理结构的非均匀性；c）合金成分的改变。7.1.3冷却剂温度测量7.1.3.1反应堆堆芯入口和出口冷却剂温度7.1.3.1.1应在反应堆堆芯入口和出口处测量冷却剂的温度，温度指示值与实际值之间因延迟而引起的瞬态误差应在允许范围之内。7.1.3.1.2反应堆堆芯入口和出口冷却剂温度测量探测器及其位置的设计应考虑反应堆热功率计算和