標準解讀

GB/T 12789.2-1991是一項中國國家標準，專注于核反應堆儀表的規(guī)范與要求，特別是針對壓水堆(PWR)這一特定類型的核反應堆。本標準作為系列準則的第二部分，旨在確保核反應堆運行的安全性與效率，通過規(guī)定儀表的設計、選型、安裝、校驗及維護等方面的具體要求來達成此目標。以下是該標準主要內(nèi)容的概述：

  1. 范圍：明確了本部分標準適用于壓水堆核動力裝置中各類儀表的選擇、使用和管理，這些儀表對于監(jiān)測和控制反應堆運行參數(shù)至關(guān)重要。

  2. 術(shù)語和定義：為確保標準內(nèi)外溝通的一致性，首先定義了與核反應堆儀表相關(guān)的專業(yè)術(shù)語，如“安全級儀表”、“非安全級儀表”等，明確了它們在標準中的具體含義。

  3. 儀表分類：根據(jù)儀表的功能和對安全的重要性，將其分為不同的類別，如保護系統(tǒng)用儀表、控制用儀表、監(jiān)測用儀表等，并針對每一類儀表制定了不同的性能要求和測試準則。

  4. 設計與選型原則：規(guī)定了儀表設計應遵循的原則，包括可靠性、可維護性、抗干擾性以及適應核電站特殊環(huán)境的能力。同時，給出了選型時需考慮的因素，如精度、響應時間、長期穩(wěn)定性等。

  5. 安裝與實施：詳細說明了儀表的安裝要求，包括位置選擇、管線布置、電纜屏蔽以及防振措施，確保儀表能夠準確無誤地測量所需參數(shù)且不易受外界因素干擾。

  6. 校驗與標定：強調(diào)了儀表定期校驗和標定的重要性，規(guī)定了校驗周期、方法及合格標準，以保證儀表讀數(shù)的準確性，并要求建立完善的校驗記錄管理體系。

  7. 運行與維護：提供了儀表運行期間的監(jiān)控指南和維護策略，包括日常檢查、故障處理程序以及更換標準，確保儀表在整個壽命周期內(nèi)的可靠運行。

  8. 質(zhì)量保證：要求從儀表的設計、制造、安裝到運行維護的全過程中實施嚴格的質(zhì)量控制和質(zhì)量保證措施，確保儀表性能滿足核安全法規(guī)和標準要求。

  9. 參考文獻與標準：列出了制定本標準時參考的相關(guān)國內(nèi)外標準和技術(shù)文件，為使用者進一步了解或深入研究提供依據(jù)。


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  • 現(xiàn)行
  • 正在執(zhí)行有效
  • 1991-04-11 頒布
  • 1991-12-01 實施
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GB/T 12789.2-1991核反應堆儀表準則第二部分：壓水堆_第1頁
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UDC621.039.564F87中華人民共和國國家標準GB12789.2-91核反應堆儀表準則第二部分：壓水堆CriteriafornuclearreactorinstrumentationPart2：pressurizedwaterreactors1991-04-11發(fā)布1991-12-01實施國家技術(shù)監(jiān)督局發(fā)布

中華人民共和國國家標準核反應堆儀表準則GB12789.2-91第二部分：壓水堆CriteriafornuclearreactorinstrumentationPart2:Dressurizedwaterreactors本標準等效采用國際標準IEC23ID(1975）對231(1967)出版物核反應堆儀表-一般原則的第四次補充：壓水堆儀表原則》。本標準是在GB12789.1-91《核反應堆儀表第一部分：一般原則》的基礎上，結(jié)合壓水堆具體情況補充提出有關(guān)壓水堆儀表的標準文中條款的編號與GB12789.1有關(guān)條款一致,但有幾點說明：本標準中所缺少的條款，就是GB12789.1中對應的通用條款,對壓水堆而言可以直接采用;本標準中所列的條款,是針對壓水堆儀表的,用以取代GB12789.1中對應的條款;本標準中用?號作標記的條款,是對GB12789.1對應條款所作的補充，或是增加的條款主題內(nèi)客與適用范困本標準規(guī)定了壓水堆儀表及其應用的一般原則。關(guān)于核電廠(壓水堆)事故監(jiān)測儀表的完整要求，另有標準規(guī)定。本標準適用于壓水堆(PWR)儀表。壓水堆具有以下特點：。加壓輕水冷卻劑作為饅化劑，并且在反應堆壓力容器內(nèi)不發(fā)生明顯的沸騰。驅(qū)動汽輪機的熱汽在蒸汽發(fā)生器中產(chǎn)生：b。燃料和一次冷卻劑被包容在一個高度完整的殼體（一回路冷卻劑壓力邊界)內(nèi)，這殼體通常又被包容在一個高度完整的安全亮結(jié)構(gòu)內(nèi)；固體陶瓷燃料封裝在金屬包殼內(nèi)；C燃料、慢化劑、反射層的幾何形狀固定；通過遠距離驅(qū)動的機構(gòu)移動堆芯控制部件，實現(xiàn)反應性的操作控制；有時應用固定安暨的中子吸收材料和（或）緩慢改交溶解于慢化劑中中子吸收材料的濃度來實現(xiàn)輔助的反應性操作控制。2引用標準GB12789.1核反應堆儀表準則第一部分：一般原則GB4083核反應堆保護系統(tǒng)安全準則3總的要求3.4然料包殼溫度被看作最重要的參數(shù)。它不是直接測量的，而是根據(jù)測量-一次冷卻劑系統(tǒng)的溫度、壓力和流量以及產(chǎn)生功率的大小和空間分布來推斷的。根據(jù)核測量、熱工測量以及那些驗證合適的控

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