1、ICS 27. 120. 20 F65 备案号：19511-2007中华人民共和国核行业标准EJ/T 799一2006代替EJ/T799-1993 核电厂安全系统仪表触发整定值的确定和保持Determination and maintenance of trip setpoints for instrumentation of safety system in nuclear power plants (IEC 61888:2002,Nuclear power plants-Instrumentation important to safety-Determination and mainte
2、nance of trip setpoints,MOD) 2006一12一15发布2007一05-01实施国防科学技术工业委员会发布EJ/T 799一2006目次前言. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . , . . . . I I 1 范围. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3、 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 2 规范性引用文件3 术语和定义. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 4整定值的确定. . . . . . . . . . . . . . . . e e . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 4. 1 概述. . . . . . . .
4、 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 2 4.2 安全. . . . . . . . . . . . . . . . . . 3 4. 3 安全分析. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
5、. . . . . . . . .呼，34.4 安全系统整定值CLSSS). 4. 5 不确定度合成. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5 4. 6 运行考虑. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
6、 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5 4. 7仪表通道范围. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6 5 文件. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
7、 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6 6 触发整定值的保持噜6. 1 概述. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6 6.2 试验. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
8、 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6 6. 3 更换. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7 附录A（资料性附录）整定值设定的实例参考文献. . . . . . . . . . . .
9、. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12 I EJ/T 799-2006 刚亩本标准是对EJ/T799-1993核电厂安全重要仪表整定值（以下简称原标准的修订。原标准参照采用美国仪表协会的标准ISA567.04:1982核安全有关仪表的整定值。本标准与原标准相比，由于修改采用最新版本的IEC标准，在技术内容和编写格式上有很大不同，基本属于重新编写。本标准修改采用IEC618
10、88:2002核电厂一安全重要仪表一触发整定值的设定和保持（英文版。本标准与IEC61888:2002的差异：a) 删去IEC61888:2002的前言和引言：b) 在“l范围”中增加了“本柿准适用于核电厂安全系统仪表触发整定值的设定和保持，也适用于其他核反应堆安全系统整定值的设定和保持。JJ; c) 在“2规范性引用文件”中删去了正文未出现的际准，仅保留了采用IEC60671的GB/T5204 -1994核电厂安全系统定期试验与监视忡，将删去的标准列入“参考文献”中：d) 删去第4章“缩略语”，以下各章条编号随之变化；的根据GJB6000-2001的规定，对“悬置段”进行了处理；f) 为了符
11、合GJB6000-2001规定的编写格式，在条文设置上将一些列项说明改为三级条：g) 根据标准的内将原文第5章中出现的吱全系统仪表整定值关系”改为本标准4.1中的“安全系统整定值与其他限值之间关系：将图l标题“核安全有关整定值关系”改为“安全系统整定值与其他限值之间的关系0 本标准可作为核电厂安全系统系列标准之一，与下列标准结合使用，将有利于安全系统的设计、建造和运行：II GB/T 5204一1994核电广安全系统定期试验与监测（IEC 60671-1980) ; GB/T 13284-1998核电厂安全系统设计准则CIEEE603-1991) ; GB/T 13286-2001核电厂安全级
12、电气设备和l电路独立性准则（ANSI/IEEE384-1992) ; GB/T 13629-1998核电厂安全系统中数字计算机的适用准则（IEEE7-4. 3. 2-1993) ; 盯T1019-1996 核电厂安全系统安全重要仪表通道响应时间试验CISA567.06一1984）。本标准的附录A为资料性附录。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：核工业标准化研究所。本标准主要起草人：张京长、牛祝年。本标准于1993年12月首次发布。EJ/T 799-2006 核电厂安全系统仪表触发整定值的确定和保持1 范围本标准规定了核电厂安全系统仪表触发整定值确定和
13、保持的要求，以确保整定值保持在核电厂与核反应堆的规定限值以内。本标准适用于核电厂安全系统仪表触发整定值的确定和l保持，也适用于其他核反应堆安全系统整定值的确定和保持。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最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。GB/T 5204 核电厂安全系统定期试验与监测3 术语和定义下列术语和定义适用于本标准。3. 1 允许值allowable value 定期试验时触发整定值可采
14、用的一个限值，超过此限值应采取适当的纠正措施。3. 2 （整定值的分析限值ana I yt i ca I I i mi t (of setpoint) 为了保证不超过安全限值，通过去全分析确定的一个可测的或导出的变量限值。（整定值的）分析限值与安全限值之间的裕度应考虑：一一仪表通道的响应时间：一-f民设事故的瞬态范围。3. 3 试验前状态as found 仪表通道或通道一部分在运行一个周期以后和重新校准如必要）之前的一种状态。3.4 校准或验证后状态as left 仪表通道或通道一部分在终端整定值装置的整定值校准或验证之后的一种状态。3. 5 终端整定值装置final setpoint dev
15、ice 为被驱动设备的过程表决逻辑提供输入的部件或部件组合。注：终端整定值装置的实例有现稳态器件、继电器、压力开关和液位开关等。3.6 倒影fol dover 当一个装置的输入进一步变化产生的输出信号与规定的输入一输出关系反向时所呈现的一种特性。3. 7 独立的不确定度independent uncertainty 1 EJ/T 799一2006分量之间的大小It.JG符号都明显无关的不确定度。3. 8 仪表通道instrument channel 部件或模块（包括传感器的一种配置，当核电厂工况需要时，按要求产生单一的保护动作信号。3. 9 仪表通道范围instrument channel r
16、ange 通过规定仪表通道范围的下限值和上限值来表示的一个区域，在此区域内可测量、接收或传输）个量。3. 10 安全系统整定值I i mi ting safety system setting (LSSS) 核反应堆安全系统整定值是对自动保护装置的设定，这些自动保护装置与具有重要安全功能的变量有关。3. 11 参考准确度reference accuracy 当装置在规定的运行工况下使用时，确定一个限值不会超过误差规定的数值或量。3. 12 安全限值safety I imit 一个重要过程变量的限值，是避免放射性不可控释放、合理保护实体屏障的完整性所必需的。3. 13 安全系统safety sy
17、stem 安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设计基准事故的后果。/ 3. 14 试验间隔时间test interval 对同一传感器、仪表通道、负载组、安全组、安全系统就规定的其他系统或装置进行试验时，两次试验开始（或完成）之间所经历的时间。3. 15 触发整定值trip setpoint 为了触发保护动作，预先规定的终端整定值装置的设定值。3. 16 通道不确定度channel uncertainty 用来表示未经修正的随机误差或系统误差使仪表通道输出不确定（或为此采用裕度的量。通常以概率和置信水平表示通道不确定度。4整定值的确定4. 1 概述2 为
18、了考虑不确定度，选择核安全仪表的触发整定值应在触发整定值与分析限值之间提供足够的裕度。安全系统限值之间的关系见图le安全重要系统各种整定值的重要性不同，因此要采用不同的设定要求。对于安全系统的自动触发或启动的整定值（例如：根据核电厂安全分析所要求的整定值，直接与反应堆保护、应急堆芯冷却、安全壳隔离和安全壳热量排出有关的整定值），严格的设定方法应符合4.24.5的所有规定。但是，对于安全有关系统的整定值（例如：那些未纳入安全分析或不涉及核安全限值的整定值），其设定方法不一定完全符合本标准的要求。通常，所有整定值的计算可以不考虑特定整定值设定方法的所有不确定项。使用的方法应形成文件井应提供相关证据
19、。EJ/T 799-2006 4.2 安全应设计实体屏障以防止放射性的不可控释放。为保持这些实体屏障的完整性应选择核电厂运行的安全限值。在本标准中，适用于反应堆停堆和专设安全设施的设计限值按安全限值的方式处理。安全限值可采用能直接测量的过程变量（例如压力或温度）来表征，也可采用一个计算变量（包括两个政多个被测的过程变量来表征。4.3 安全分析安全分析可以：a) 由一个可直接测量的变量或计算变量建立分析限值；b) 根据分析限值达到的时间确定开始保护动作的时间。满足这两种限制条件能保证在预计运行事件和设计基准事故期间不超过安全限值。分析限值是通过事故情况的研究由安全限值导出。分析限值与安全限值之间
20、的裕度允许考虑过程本身与整个保护仪表通道（传感器、信号处理、驱动器等响应时间的时间相关性。分析限值代表在完成规定保护动作之前实体屏障不能超过的一个限值。在确定一个整定值的分析限值时，应认真考虑由整定值动作触发的所有功能，一般是通过设计文件或其他计算提供分析限值。如果分析限值不适用，就应认真考虑进行必要的整定值计算。4.4 安全系统整定值（LSSS)安全系统整定值用于确保在工况条件达到分析限值前启动保护动作，因此可以限制由安全分析确定的设计基准事故的后果。安全系统整定值是由整定值计算确定的分析限值导出，包括定期试验时的允许值和运行时的触发整定值。技术规格书或核电厂运行规程包含了安全系统整定值。图
21、l说明安全系统整定值与其他限值之间的关系。4.4.1 4.4. 3给出设定触发整定值的详细要求。4.4. 1 通道不确定度和触发整定值4. 4. 1. 1 一般要求应建立仪表通道的触发整定值。选择触发整定值所用的数据可取自己投运核电厂的运行经验、设备质量合格鉴定试验、供方设计规格书、工程分析、实验室试验和工程图纸。应在触发整定值和分析限值之间留有裕度，以便在达到分析限值之前保证触发或确保保护动作的实现。使用的裕度应考虑所有适用的设计基准事故和过程仪表的不确定度，在确定分析限值时已包括的除外。图l说明安全系统整定值与其他限值之间的关系。区域A表示分析限值与触发整定值之间允许的不确定度，由本条和4
22、.4.2描述的不确定度统计组合构成。批准的整定值计算方法用于识别不确定度以及这些不确定度如何合成，称之为通道不确定度。区域B表示允许值（见4.4.4）与触发整定值之间的差。区域C表示分析限值与允许值之间的差，己考虑定期试验期间未试验的部件和事故工况的影响。区域D表示正常运行期间过程变量的期望值与触发整定值之间的差。区域E表示定期试验期间如何考虑触发整定值的裕度，可接受的裕度包括被试验仪表通道部分的校准不确定度也称为调整误差和运行工况下仪表本身（电子处理模块的不确定度（见4.4. 1. 3）。区域F表示4.4. 1. 10规定的安全裕度。图2表示应考虑的与过程有关的不确定度以及测量不确定度的实例
23、。4. 4. 1. 2 4. 4. 1. 10说明过程和仪表通道不同部分的不确定度，但列出的不确定度不一定都适用于每个过程和仪表通道。在确定触发整定值时，应考虑特定过程和仪表通道可能适用的附加不确定度。4. 4. 1. 2 仪表校准的不确定度下列原因可能引起仪表校准的不确定度：a）校准基准； b校推设备；叶之校准方法。4.4. 1.3 仪表的不确定度在正常运行期间，下列原因可能引起仪表的不确定度：a）参考准确度，包括：1）一致性（线性；3 EJ/T 799-2006 2）滞后；3）死区：4）重复性：5）倒影；6）饱和：b) 电源电压变化；c）电源频率变化；d）咀度变化：e）温度变化；f）压力变
24、化；g) （使用中的振动；h）辐射照射；i）模拟一数字CA-D）转换；j）数字一模拟CD-A）转换；k) 电磁干扰：1）老化效应：m）定期试验方法及其实施，这可能需要考虑不确定度的附加项。4. 4. 1. 4仪表漂移所有仪表不可能具有相同的校准间隔，考虑摆移应基于规定的仪表校准司隔时间。4. 4. 1. 5设计基准事故引起的仪表不确定度在要求的运行周期内，使用不确定度只针对特定事件、1票移或者化。允许在不同事件中对同一过程设备使用不同的不确定度分量，还应包括设计基准事故的后效影响。下面给出这些影响的实例（但不限于此）：a）温度影响：在可能的情况下，应使用与特定事件温度分布有关的不确定度。如果不
25、适用，则使用与极限温度有关的不确定度；b）辐射影响：在可能的情况下，应使用与特定事件辐射照射有关的不确定度。如果不适用，则使用与极限辐射照射（包括累积剂量和剂量率的总影响有关的不确定度：c）地震、振动影响：如适用，应使用与安全停堆或运行基准地震动有关的不确定度：d）事故环境条件下对密闭机箱内的仪表通道部件的影响。4. 4. 1. 6过程影晌在确定触发整定值的允许范围时，应考虑与过程变量有关的不确定度，例如z被体分层作用对温度测量的影响，液体密度变化对液位测量的影响，过程振荡g(;噪声的影响（但不限于这些例子。图2表示在确定通道不确定度时需考虑的过程不确定度的实例。4. 4. 1. 7计算影晌在
26、确定触发整定值的允许范围时，应考虑使用数学模型从被测过程变量计算一个重要参数所产生的不确定度，仔！如：通过二次侧热功率确定一次侧功率（但不限于这个例子）。4. 4. 1. 8动态影晌在确定触发整定值和（或）安全分析过程中，应考虑仪表通道（包括传感器）的时间响应特性。通常，动态影响在安全分析中考虑。4. 4. 1. 9校准和安装偏差的影晌由设备安装或校准方法在固定位置和己知方向上产生的任何偏差，都应在校准中消除或在整定值计算中考虑。实际上，这种不确定度（或偏差）与校准后未发现仪表通道系统误差的风险相对应。在校准仪表通道的电子模块时，应考虑电子设备间内温度未知（或由于定期试验期间对不一致性进行再校
27、准产生的系统误差（依据电子模块的技术数据和电子设备间的温度变化计算偏差。4. 4. 1. 10 安全裕度4 EJ/T 799一2006安全裕度和允许值与E区上限值之间的范围相对应，应包括定期试验期间未发现的电子棋块误调节引起的误差（典型的是在定期试验期间由偶发的随机误差补偿了系统误差）。确定安全裕度应保证在两次定期检查间隔的时间内触发整定值不超过允许值。4.4. 2 通道不确定度的确定使用均方根（SRSS）合成需满足条件的各分量，这些分量以公式（1）表明的“a”项和“b项的方法合成。cu= (i矿）川c.(1) 式中：Cl井一通道不确定度；a1nb卢一一随机、独立和正态分布的不确定度：一一偏差
28、或相关的不确定度。通常，制造厂规定正负值的那些仪表的不确定度是随机不确定度。然而，对此应逐一验证或证明是正确的。不确定度应以保守的矢量代数合成，不确定度的矢量己经过验证或证明的情况除外。应证明计算用的假设条件是正确的，包括不确定度计算所用的值以及装置元件和回路的不确定度计算方法。4.5给出合成方法的指导。4.4. 3 触发整定值触发整定值由下式确定：a）参数增加的触发整定值口分析限值一通道不确定度：b）参数减少的触发整定值分析限值十通道不确定度。通道不确定度包括4.4. 1. 10规定的安全裕度。4.4.4 允许值允许值的作用是识别一个值，如果超过该值就可能意味着仪表没有在整定值计算的假设范围
29、内使用。在仪表状态已知的情况下，考虑到整定值的计算方法，对触发整定值超过允许值的仪表通道应评价其可运行性。对于正在试验的仪表通道部分为了产生一个代表保护动作的电信号，定期试验通常在仪表通道的输入端模拟传感器信号），在允许值与触发整定值之间（见图l的B区的允许范围内包括的不确定度应考虑下列因素：a）仪表校准的不确定度（见4.4. 1. 2) ; b）正常运行期间仪表的不确定度（见4.4. 1. 3) ; c）仪表漂移（见4.4. 1. 4）。用于确定允许值的假设、数据和方法应形成文件并与确定触发整定值所用的假设、数据和方法相一致。确定一个允许值适用的整定值，仅限于满足核电厂许可证申请依据所规定的
30、定期检查要求的整定值。4. 5 不确定度合成均方根法和代数法可用于合成不确定度。可采用概率法或随机模拟法等替代方法，也可以综合使用均方根法和代数法。4. 5. 1 均方根法在不确定度是随机、独立和正态分布的情况下，可使用均方根法将其合成。当两个独立的不确定度士a）和Cb）由这种方法合成时，合成不确定度（c）为：c = (a2矿）叫. . (2) 4.5. 2 代数法、在不能表明不确定度是随机、独立和正态分布的情况下，应使用代数法（即保守的方法将其合成，己证明不确定度矢量的情况除外。两个相关的不确定度c+a，一0）和C+b，一b）按代数法得出第三个不确定度分布限值为C+a+b, -b）。4. 6
31、 远行考虑在有些情况下，可能需要根据核电厂的运行工况调整整定值。例如：当核电厂停堆或低功率运行时，5 EJ/T 7992006 要求整定值的设置比正常值低。应使用合适的控制器进行切换并考虑保证合理配置的控制器随时可用。4. 7 仪表通道范围应在计算的触发整定值与仪表逍遥范围的上限（和下限）之间保持足够的裕度。触发整定值不应设定在仪表通道范围上限（耳r）端的通道不确定度的范围内。5丈件计算不确定度的各个方面例如：仪表不确定皮、过程影响、计算方法、数据源和假设都应形成文件。a）计算整定值的方法应形成文件，适用时该文件应包括：1)分析限值、允许值、整定值、试验前状态限值与校准或验证后状态限值之间的关
32、系：2）己明确的不确定度：3）用于合成各项不确定度的方法以及所用方法的证明；4) （均方根法或代数法以外的）统计合成法适用性的证明。b）整定值计算应形成文件，适用时该文件应包括：1）仪表通道的描述，包括影响通道不确定度的所有装置的制造厂和型号：2）仪表和过程测量单位之间的关系；3）安全限值；4）选择触发整定值的依据：5）仪表通道准确度的计算，包括使用的数据和数据来源：6）选择触发整定值所用的假设，例如设备校准和运行时的环境植度限值：7）可能影响触发整定值的己知安装和校准的偏差值：8）确定触发整定值所用的校准因子，例如对测量点与传感器实际位置之间差别的压力补偿。c）仪表通道定期试验的数据应形成文
33、件，该文件应包括校准或验证后状态数据和试验前状态数据。6 触发整定值的保持6. 1 概述本章给出保持安全系统触发整定值（见第4章所需的各项要求。本章是对保持安全有关整定值提供指南的其他工业标准参见参考文献）的补充。6.2 试验为了保证仪表通道能在安全分析的限值内完成要求的安全任务，应按合适的试验间隔时间对仪表通道进行定期试验，即要求证实在正常运行期间触发整定值保持在确定的限值（允许值以内。GB/T5204 给出补充信息和导则。有必要提供正式文件以支持调查，在参数增加或减少方向（适用时超过某一限值时都应形成文件。在进行任何调整之前，为了根据被测的或导出的过程变量来确定整定值，应通过记录足够的试验
34、前状态数据完成验证。试验前状态数据是在每一次定期试验时第一次在关注的方向进行测量所获取的数据。如果试验表明不必调整仪表，那么只要求保存试验文件和试验前状态数据。在图1的E区内不要求调整仪表。如果需要调整，则要求有试验前状态数据和技准或验证后状态数据的文件。要特别注意部件在正常运行点上需要进行特定的功率校准（例如需要考虑一回路的热工水力特盼的仪表通道J远不是为了在定期检查所要求的校准过程中降低对这一特定校准的要求。为此可能需要风险分析。如果试验前状态的数据表明超过了允许值，就应采取适当的行动，包括为确定原因而进行的调查、评价可运行性以及为防止再次发生而采取的纠正措施。应考虑下列可能采取的纠正措施
35、：a）试验频率的调整：6 b）整定值修正（趋向保守；c）触发整定值班允许值的再评价（适用时）；d）设备安装和环境的评价；e）校准（设备和技术）的评价；EJ丁799-2006f）装置的维修或更换。6.3 更换更换前应根据仪表不确定度和触发整定值的确认来评价更换的材料、部件和l元件的性能。7 EJ/T 799-2006 8 A D A-4.4.1规定的允许植围zB-4.4.4规定的允许范围：C一仪表埋道可能不工作的区域；D一核电厂的运行裕皮：安全限值分析限惶c F 正常运行值E-4.4.1规定的校准允许误差（按运行裕度是可接受的）：F-4. 4. 1规定的安全裕度。允许值（安全系统整定值自触发鉴定
36、值（安全系统整定值注：本固示意参数增加方向的限值之间的关系减少方向的限值之间具有同样的关系，但方向相反。圈1安全系统整定值与其他限值之间的关系过程参数过程不确定度叫源一准校测量不确定度信号处理输入触发单元指示器图2过程和仪表通道的不确定度EJ/T 799-2006 终端装置9 EJ/T 799-2006 附录A（资料性附录）整定值设定的实例反应堆冷却剂回路压力高整定值是核电厂设计中最重要的整定值之一，因为迪常它具有的安全限值与反应堆压力容器和管道设计限值有关。只要确定了一回路泄压值，在许多情况下需要将一回路压力降至安全限值以下，通常是触发反应堆紧急停堆来及时终止压力的增加，以便保证不超过安全限
37、值。作为一个实例，西屋公司设计的反应堆压水堆）冷却剂回路压力高整定值的设定使用下列值：a）安全限值CSL): 17235 kPa；支持文件：反应堆压力容器和有关管道设计的限值满足国家的机械工程规范要求；b）分析限值CAL): 16890 kPa：支持文件：安全分析计算结果表明，为了保证一回路温度和压力过冲不会超过去全限值，一回路系统（不包括仪表不确定度不得超过16890kPa; c）通道不确定度CCU): 517 kPa；支持文件：考虑到4.4.1指出的所有适用的不确定度，通道不确定度和整定值计算表明仪表通道总的不确定度为517kPa; d）触发整定值CTS): 16373 kPa；支持文件：
38、在相关的通道不确定度和整定值计算中，最终的合成包括：1）参数增加的触发整定值为TS=AL-CU，在这种情况下：TS=l6890-517=16373 (kPa); 2）按偏离整定值68kPa，根据4.4.4要求以相同的计算方法确定允许值CAY），仅适用于试验边界内仪表不确定度的计算。因此，允许值为：AV=TS+68 kPa AV=16373 kPa+68 kPa=16441 kPa 图A.1给出这个整定值的设定。在这种情况下，正常运行值为15511kPa17 kPa，为了不引起误触发，整定值的设定远离正常运行值。10 EJ/T 799-2006 安全限值17 235 kPa 分析限值16 890
39、 kPa c A F D B 允许值16 441 kPa (LSSS) 触发鉴定值16 373 kPa (LSSS) 正常运行限值15511 kPa士17kPaA-4.4. 1规定的允许范围；B-4.4.4规定的允许范围；C一仪表通道可能不工作的区域；萨一核电厂的运行裕度：E-4.4. 1规定的校准允许误差（按运行裕度是可接受的：F-4.4. 1规定的安全裕度。注l：本图示意相对位置而不示意方向。在2：本图示意参数增加方向的限值之间的关系。减少方向的限值之间具有同样的关系，但方向相反圈人1反应堆冷却剂回路压力高限值之间的关系11 EJ/T 7992006 参考文献1 GB/T 4960. 6-
40、1996核科学技术术语核仪器仪表2 GB/T 5204-1994 核电厂安全系统定期试验与监测3 GB/T 12727-2002 核电厂安全系统电气设备质量鉴定（！EC60780: 1998) 4 GB 13284-1998 核电厂安全系统准则5四月13625-1992核电广安全系统电气设备抗震鉴定（！EC60980:1989) 6 GB/T 15474-1995 核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级（！EC61226:1989) 7 EJ/T 529-1990 用于核电厂安全重要系统数字计算机（IEC60987:1989) 8 EJ/T 1058-1998 核电厂安全系统计算机软件。EC
41、60880: 1986) 9 EJ/T 1058. 2-2005 核电厂安全系统计算机软件第二部分z预防软件导致的共因故障、软件工具和预开发软件的使用（！EC60880-2:2000) 10 HAF102 (2004) 核动力广设计安全规定12 11 HAD102/0l (1989 核电厂设计总的安全原则口2HAD102/3 (1986) 用于拂水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级13 HAD102/10 (1988) 核电厂保护系统及有关设施14 HAD102/14 (1988) 核电厂安全有关仪表和控制系统15 !EC 61513:2001 核电厂一安全重要仪表和控制系统一对系统的一般要求口6ISA S51. 1 : 1979 过程仪表术语17 ISA S67.04:1994 核安全有关仪表的整定值（第1部分和第2部分）COONh d川同
