1、UDC 539气16:621.039.51:614.8F 82 在GB 1 2 7 2 6. 3-9 2 g .- 喃亩罔 x - Radiation monitoring equipment for accident and post-accident conditions in nuclear power plant Part three-High range area gamma radiation dose rate monitoring equipment for accident and post accident conditions 1992-12-17发布1993-07-01
2、实施国家技术监督局发布中华人民共和国国家标准核电厂事故及事故后辐射监测设备第三部分：高量程区域Y剂量率监测设备.GB 12726. 3-92 Radiation m咀扯。ringequipment for accident and post-accident e。nditionsin nuclear power plant Part thr四Highrange ar幽静mmaradiation d。serate monitoring equipment for accident and post accident conditions 本标准等效采用国际电工委员会IEC951-3核电厂事故及事
3、故后辐射监测设备程区域剂量率监测设备（1990年版）。本标准必须与GB12726. 1及GB14054一起使用。主题内容与适用范围第三部分高量本标准规定了核电厂事故和事故后现场辐射监测用固定式高量程区域剂量率连续监测设备的设计、选型、试验、校准和功能设置的准则。本标准适用于制定核电厂事故工况下高量程区域剂量率监测设备的特殊要求，包括技术特性和试验条件。这些设备可用于放射性系统泄漏的探测，提供的信息用于g2 3 a. 说明当前的事故状态Pb. 在某些情况下，作出放射性物质可能释放到环境的估计gc. 应急程序的实施。本标准不适用于制定核电厂正常工作下监测辐射的设备的要求。引用标准GB 12726.
4、 1核电厂事故及事故后辐射监测设备第一部分一般要求GB 14054 辐射防护用固定式X、辐射剂量率仪报警装置和监测仪GB 12727 核电厂安全系统电器物项质量鉴定术语3. 1 反应堆安全壳reactorcontainment 在反应堆事故状态下，防止不可接受量的放射性物质释放至控制区外的构筑物。3.2反应堆安全壳贯穿区reactorcontainment penetration areas 是邻近安全壳的某些区域。通常集中在安全壳与核电厂其它构筑物相邻的指定地区，是下属两种情况之一，a. 为人员和设备进入安全壳而设置的人孔和门；国家技术监督局1992-12-17批准1993-07白01卖施1
5、 。“画画坠a曾.，z；舍千五a画 .，；.主尘弘：？d， 二巳辛、t，一一午一一一一一叶川. 备，GB 12726. 3-92 b. 电气和机械密封贯穿件。3.3冗余redundancy多个装置完成一个装置的给定功能，使任一个（或规定的最大数目）装置的故障不会引起该功能失效。3. 4单一故障准则single failure criterion 要求某设备组合在其任何部位发生可倍的单一随机故障时仍能执行其正常功能的准则。由该单一故障引起的所有继发性故障均应视为单一故障不可分割的组成部分。4 设计要求4. 1 设计原则4. 1. 1 总则监测设备的设计除了必须遵守GB12726. 1规定的设计原
6、则以外，还必须考虑下述特殊要求。按本标准设计的高量程区域剂量率监测设备，通常安装在各种环境条件的区域内，这类设备必须设计成能够承受与所在区域的反应堆系统和（或）部件在事故工况下所设计承受的同等的环境条件，其中包括由于地震事件而使监测设备、辐射源或屏蔽结构产生移位的可能性。设计时还必须特别注意监测设备安装处的温度及温度变化率、振动、湿度、压力、侵蚀性或腐蚀性流体或灰尘、其它有窑的自然条件，以及该处的辐射水平和累积剂量。监测设备的测量范围和精度必须与事故及事故后工况下该区域的辐射变化及其变化范围相适应。监测设备必须设计成能提供辐射的连续显示和（或）记录。除此以外，当辐射超过整定值时，监测设备必须提
7、供报警信号。这些信息必须能够远距离传送至核电厂的控制室或与其有关的地区。这些信号也可以用于控制的目的和（或）触发保护动作或专设安全设施，在这种情况下，必须在控制室内给出这些信号。发生燃料操作事故时高量程区域辐射监测系统的一种可能的配置见图1。如果这些信号用于触发保护动作以减轻构筑物、系统或部件故障（或失效）的后果，监测设备可以成为安全有关系统或保护系统的一部分，在这种情况下，必须满足所属系统的要求。4. 1. 2安装位置的选择准则每个核电厂事故及事故后工况下对高量程区域剂量率监测设备的要求，必须根据该电厂的具体情况设计监测设备的安装位置。设计时必须考虑za. 对主回路系统压力边界破口的探测；b
8、. 对从主冷却Jflj回路向安全壳大气容积内释放大量放射性物质的探测9并具有进行释放量评价和长期监督的能力gc. 在安全壳外侧，例如安全壳贯穿区，探测安全壳的放射性物释放（安全壳泄漏。这与核电厂的设计有关，这项任务也可依靠监测从安全壳贯穿区排放空气中的放射性活度或者监测从核电厂烟囱的排放空气中的放射性活度来完成；d. 在事故期间或者事故以后，需要确定因某种原因（例如重要设备的操作或修理）而要求接近的那些地区的可达性。根据核电厂的不同设计，这个任务也可利用便携式仪表全部或部分来完成ge. 为操作人员提供是否需要开始执行应急程序所必需的信息。如果核电厂设计审查要求把具有上述任何一种功能的监测仪看作
9、是与安全有关的重要设备，在这种情况下，就必须按与安全有关设备的标准来设计，并必须具有相应的冗余度。2 GB 12726. 3-92 6 8 . . , . M 5 L 3 I - 、9 r _ 7 8 一-土飞- 一I 垂锥场地燃料操作事故时高量程辐射监测系统可能的配置图I一探测器；2前置放大器；3一就地指示和报警单元；4反应堆安全壳贯穿（安装在安全壳内单元）；5信号处理电气柜；6灯光报警，7音响报警；8指示；9记录仪图14. 1. 3监测区域在审定高量程区域监测设备可能的安装地点时，必须考虑下述区域。4.1.3.1 反应堆安全壳区这与核电厂的设计有关，可由安装在反应堆安全壳内侧或外侧的探测器
10、进行监测：a. 指示反应堆冷却剂压力边界的状态；b. 探测大量放射性物质的释放并估计其大小pc. 提供事故后的长期监测；d. 提供是否需要开始执行应急程序所需的信息指示。4.1.3.2反应堆安全壳贯穿区为了探测从安全壳释放的放射性物质（安全壳泄漏），可以对邻近反应堆安全壳、包容有反应堆安全壳贯穿件的构筑物进行监测。4. 1. 3. 3 与安全有关设备的区域为了维护或修理而需要接近包含有与安全有关设备的反应堆安全壳外的区域或构筑物，OJ由控制该区域或构筑物的大量放射性物质释放来实现，并对它们作出评价及长期监督。4.2 监测设备的设计对每一种监测仪，都必须遵守GB12726. 1规定的设计准则。3
11、 一.与.一-一一二.， 叶飞J公安一一与吨l GB 12726. 3-92 4.3监测仪的设计和选择准则在选择高量程区域剂量率监测设备时，必须遵循下列准则。4. 3. 1 量程范围确定事故和事故后工况下使用的监测仪的测量范围时，必须考虑监测目的和该核电厂设计所规定的辐射源特性。监测仪的量稳，必须保证由反应堆安全分析所规定的事故工况下的测量值，处在仪器刻度范围以内。例如，为了探测从主回路系统向安全壳大气释放的大量放射性物质，以估计释放量进行长期监督和通过操作员操作启动应急程序并执行应急计划，此时监测仪的量程应为g10 IOGy/h 在反应堆安全壳外侧的、用于主回路系统边界破口探测的监测仪的量程
12、应为s10 I IOGy/h 用于探测来自安全壳的放射性物质释放（安全壳泄漏）或者确定某一区域可否进入的监测仪，其量程应为210 l02Gy/h 4. 3. 2探测器的安装位置探测器必须安装在5.1-2条所述的，由核电厂设计通盘考虑所确定的位置。这些位置必须便于维修和校准，必须复盖最大的监测区域，并使来自别的设备或构筑物的屏蔽影响为最小。选择的位置也应考虑到电子设备需要在剂量率较低的场所安装的合理要求。必须说明探测器安装场地的最高温度和湿度，且探测器必须设计成能在这样的极端环境下工作。4. 3. 3 系统冗余度监测系统可以要求有冗余，在某些场合则可能要求满足单一故障准则。4. 3. 4 探测器
13、辐射响应特性除非制造厂和用户之间另有协议，探测器辐射响应特性必须符合GB14054规定的E级监测仪的要求。设汁的探测器装置必须对事故工况下存在的自初中子辐射不灵敏。4.3.5探测器的质量要求探测装置（包括重要的电子部件在内）处于事故工况的环境条件下时，必须能在其技术条件要求的范围内工作。例如，它们必须能耐受lOGy的积分剂量，并必须能够承受由核电厂设计人员确定的高温、高压和高湿度的环境条件。4-3-6就地指示和报警为了在事故工况下控制人员进入高辐射区，或者在核电厂正常运行时维修和校准，就地指示和报警单元应该设置在可接近的紧靠探测器的位置。一旦安装了这样的监测仪表，其就地指示和报警单元必须经过鉴
14、定证明是合格的。5技术特性和检验方法设备的技术特性和检验方法应符合GB12726. 1和GB14054中的有关规定。本部分另有规定者除外。除非另有规定，这些检验均为型式检验。也可按照制造厂和用户的协议，将这些检验或其中任何一项检验作为交收检验。5. 1 标准检验条件下的检验4 参考条件及标准检验条件列于表lo表中给出了各种影响量的数值和允许变化的范围。标准检验条件下进行的检验项目及其相应技术要求、说明检验方法的条款列于表2。GB 12726. 3-92 5.2改变影响量的检验表3列出了这些检验项目及其相应的技术要求、说明检验方法的条款表1参考条件和标准检验条件序号影响量参考条件1 参考辐射Cs
15、12 热平衡断电）,min 60 3 预热时间，min15 4 环境温度，20 5 相对温度，%65 6 大气压力，kPa101.3 7 额定电压标准电压UN8 电源频率标称频率标准检验条件C 60 15 19 22 50 75 86 1061 UN土1%标称频率士o.5% 9 电源波形正弦波总谐波畸变低于5%的正弦波10 Y本底，mGy h 空气中吸收剂量率为0.2空气中吸收剂量且在小于0.25、11 外界电磁场可忽略小于引起干扰的最低值12 外界磁感应可忽略小于地磁感应值的2倍13 装置取向由制造厂给出规定取向的士10%14 装置控制器的位置置于正常工作状态置于正常工作状态15 放射性精染
16、可忽略可忽略注1）经协商后可由“Co代替2）当探测技术对大气压强变化特别敏感时须把检验条件限制在参考压强的士5%以内 5 , . 一、_d；.；.；.堕画品“远画步，豆豆确品缸拍“王兽E品二，是二号斗二二U一二一一古一一一一年= 户可二、. . . X二？GB 12726. 3 92 表2标准检验条件下的检验序号检验的特性耍求检验方法参见条款）GB 12726. 1 GB 14054 1 参考源响应按制造厂规定5 5. 1 2 相对固有误差约定真值的土30J5 5.2 5. 2 过载）当装置受到超过满刻度10倍的高活度放射3 源照射时，指示应保持在满刻度位置5. 5. 5 统计涨落线性刻度或数
17、字显示的装置变异系数为4 10%，非线性刻度装置的变异系数为20%5.6 l 在500h内，对于线性刻度仪器，仪器所有量程上指示值的变化均小于满刻度值的10%;5 指示值稳定性对于对数刻度仪器，指示值的变化小于个5. 5. 6 量级刻度值等效角偏转的20%，对于数字显示仪器指示值的变化小于该指示值的10%6 报警阀的稳定性在500h内，小于整定值的20%5 6 6 7 报警阔范围遵照GB12726. 1 4. 9条5 6.7 8 装置故障报警低值报警按GB12726. 1 4. 9条，其它报警由制造厂和用户商定5 6 8 9 响应时l可由制造广规定5. 8 注1）也可按5.5条。2）可采用经同
18、意的试验方法以代替GB14054。表3改变影响量的检验序号影响量影响量值范围指示值变化限值检验方法（参考条款）GB 12726. l GB 14054 1 辐射能量80keV 1. 5MeV 土25%5 3 0,45 士10%2 入射角45 80 士30%5. 4 so0 180 按制造厂规定其它电离辐射按制造厂规定按制造广规定5. 5 3 5. 6 4 预热时间，min10 土JO%5. 6. 2 一电源电压so%U,J!O%U, 5 UN额定电压士10%5 6 4 6 GB 12726. 3-92 续表3检验方法（参考条款）序号影响量影响量值范围指示值变化限值GB 12726. 1 6 电
19、源频率，Hz45 51 10%0 s. 6. 4 按GB12726. 1 按GB.12726. 1 7 电源瞬变效应5. 6. 5 第56. 5条第5.6. 5条室内，555土10%0环境温度2室外z10 40 土20%1自25 50 土50%5. 7. l 安全壳内10 135 士50%09 相对湿度直到90%(30）10% s. 7. 2 10 大气压力！）5. 7. 3 11 外界电磁场！）12 外界磁感应到注2对非线性刻度装置，可用线性仪表代替装置的指示表头，来验证是否满足本表要求的性能。1）标准检验条件下指示值的分额，2）设备预计工作在温和气候条件下，如工作在更热或更冷气候条件，可规
20、定其它限值。3）一般不作规定，必要时可规定影响量的数值范围。5. 3抗地震检验GB 14054 根据核电厂设计要求，如果需要进行抗地震检验，必须在包括各种预期地震事件对安装位置所产生的地震反应谱下，对包括电缆和联接器在内的监测设备进行抗地震检验。5. 4 环境特性的检验. 环境特性的检验必须按照GB12727的要求进行，以证明安装在反应堆安全壳内的部件（探测器、电缆和插接件能否承受预期的假想事故环境条件（包括温度、压力、湿度、喷淋和蒸汽），并应证明设备能在最短时间内继续给出所需辐射信息的能力。5.5过载检验鉴于本标准涉及到的一些仪表的测量量程太高，采用GB12726. 1和GB14054中规定
21、的辐射过载试验是难以实现的。在这种情况下，征得用户的同意，制造厂可根据探测器和电子部件的性能，采用最高的实际可能的辐照试验的外推法来论证其过载性能。6 技术文件除GB12726. 1第6章规定的文件外，还应提供抗地震检验报告；a. b. 装置过载性能论证报告。卢）甲. . 叶飞一7 4 、.j 8 应用反应堆安全壳反应堆安全壳贯穿区安全有关的设备区附加说明2GB 12726. 3-92 附录A可能的位置和典型的测量范阻（参考件表.Al可能的位置对PWR，在蒸汽发生器隔离墙外边正标高处的反应堆安全壳内对BWR，在正标高处的干井内对BWR，在弛压水池上正标高的安全壳内对燃料操作事故的监测人员和设备
22、进入门附近的反应堆安全壳外与安全壳大气或反应堆冷却剂系统有连系的穿管区附近的反应堆安全壳外余热移出泵房内补水泵房内紧靠反应堆安全壳消氨器处紧靠事故后取样系统处本标准由中国核工业总公司提出。本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。本标准由核工业第一研究设计院负责起草。本标准主要起草人万东平。典型的测量范围，Gy/h10IO 10 IO 10 10 飞、10 IO JO IO 10 10 10 3 IO 10 10. 10 JO 10-10 （京）新登字023号中华人民共和医国家标准核电f事故及事故后辐射监测设备第三部分高量程区域剂量率监测设备GB 12726. 3 92 中国标准出版社出版（北京复外三星测中国标准出版社秦皇岛印刷厂印刷新华书店北京发行所发行各地新华书店经售版权专有不得翻印 开本88012301/16 印张3/4字数16干字1993年11月第一版1993年11月第一次印刷印数1-1500 书号155066 1-9966 e 标目228-14
