1、UDC 621. 039. 564 F 87 共一部. . GB 1 2 7 8 9 . 1 - 9 1 准贝I一般原贝。Criteria for nuclear reactor instrumentation Part 1 : General principles 1991-04-11发布1991-12 01实施国家技术监督局发布中华人民共和国国家标准核反应堆仪表准则第一部分：一般原则Criteria for nuclear reactor instrumentation Pa时1,General principles 本标准等效采用国际标准！EC231-(1967）核反应堆仪表一般原则。主
2、题内容与适用范围GB 12789. 1 91 本标准规定了核反应堆安全运行所必需的专用仪表及其应用的一般原则。本标准给出般反应堆仪表的设计指南和实施导则。对特定堆型的仪表在其他标准中另有规定本标准适用于与反应堆整体安全和有效控制有直接关系的仪表2 引用标准GB 40a3 核反应堆保护系统安全准则3 总的要求3, 1 运行管理指挥系统应对反应堆安全运行负责。指挥系统的主要目标是实现安全原则、可用性原则和人因工程原则但是在整个反应堆寿期内设计应尽量简化各种可信工况下的安全操作。3.2仪表设计应能使操纵员对反应堆装置的物理状态和动态特性作出充分估计，提供报警来指示出异常状态。3,3 仪表所要求的保护
3、级别由下述考虑确定z3, 3, 1 在事故情况下，要求该安全系统正确动作，以避免事故对公众产生不可接受的危害结果该类仪表的保护级别是由人道主义、可实现性、经济性和其他考虑而确定的。3. 3. 2该安全系统的安全失效不会导致对公众产生不可接受的危害作用。此情况下安全系统的功能是为保护反应堆免于破坏并减少事故过程中对工作人员的辐照3, 4考虑到事故的多种性质，堆芯过度辐照导致堆芯性能的复杂化以及估算偶然事件影响所采用的数学模型可能引入未知误差，采用单一参数测量一般是不能提供充分保护，因此，至少应测量二个独立参数来监测某种偶然事件，执行保护，而其中一个参数应直接测量3, 5 反应堆控制系统和反应堆安
4、全系统应保持独立一个系统的故障不会引起另一个系统的误动，要求安全动作优先于控制动作3, 5, 1 当反应堆控制系统产生任何故障（故障组合）或il.功使运行参数超出整定位时，反应堆安全系统应提供保护3, 5, 2安全系统的任何故障（故降组合）都不应使控制系统导致反应性增加。3.6反应堆处于试运行或其他非正式运行状态，仍然要提供足够的安全装置和控制装段。国家技术监督局1991-0411批准1991 12 0 1实施I GB 1 2 7 8 9 . 1 - 9 1 4 中子注量率测量4. 1 一般原则4. 1. 1 反应堆必须设置中子注量率测量，因为中子注量率仪表与其他类型仪表相比具有响应快、灵敏度
5、高的优点4. 1.2 为了反应堆安全运行，需测量很宽量程范围内的中子注量率或裂变率）特别当中子注量率很低时，在某种故障状态下，可能发生反应堆短周期，这是危险的为避免此种危害应规定反应堆有周期测量在低注量率时或中子注量率随时间变化的测量4. 1. 3反应堆较长时间运行后，在停堆状态下，测其裂变率时，应考虑裂变产物蜕变对测量的影响4. 1. 4 单个测量装置可能不满足反应堆全部量程的中子注重率测量可提供一定数量的、具有不同类型测量仪表的测量装置，按其适用测量范围分别使用。对不同的反应堆，这些装置的测量范围将有某种变化4. 2 中子探测器4. 2. 1 中子探测器设计受下述结构和使用要求的影响，特别
6、是用于高注量率测量的电离室4.2.1.1 在满足性能要求情况下，通常要求尺寸最小，以使在反应堆特定尺寸范围内能容纳足够数量探测器，并减少对被测中子注量率的扰动。4. 2. 1. 2 通常要求把探测器布置在高注量率区，以便获得最高测量将度和响应速度，即要求探测器能承受高温，因此结构材料要适应于这样的注量率水平和温度，特别要注意保持绝缘子性能4. 2. 1. 3选择结构材料应减少激发放射性活度因其活度会干扰中子测量并增加维修困难4.2.1.4 应考虑长期辐照对探测器内所使用的中子吸收活化材料的燃耗作用，以避免性能降低4.2.2 中子探测器的安装要求获得与反应堆裂变率成正比关系的热中子注量率探测器安
7、装应达到在整个反应堆功率运行范围内，反应堆功率输出与所测中子注量率之比变化最小多个探测器间的位置效应应考虑移动任何一个探测器将使其他探测器的输出变化不得超过一可接受的因子。探测器的数量选择除考虑保护需要外还应考虑空间注最率畸变的影响通常应考虑有备用探测器4. 2. 3 在中子注量率较宽量程范围内测量，为获得仪表所要求的输出信号，可采用变更探测器位置的方法（或变更巾子吸收体位置），但探测器位置的调整应是有限的，以避免产生不希望有附加效应（如收集光中子）。为延长低注盟主在探测器（如BF3计数管）的使用寿命，在高注量率时要将其提到低注量率区，当反应堆停堆时再将其插入堆内可移式探测器的位置应是可知的，
8、并能复现其位置探测器移动量和移动速度应可选择，以避免可能的损伤。例如，当探测器用来与反应堆自动控制设备相连接时，就有可能出现这种情况4. 2. 4在低中子注量率水平下进行测量，测量装置要采取措施减少射线影响建议y注量率在总信号所占比例不应超过20%。4.3 中子源当反应堆停堆时，中子注量率可能降低到无法监测的水平，此时只有采用中子源当反应堆达到临界之前，为获得有意义的信号，应这样来确定源的位置，即反应堆大约处于1%次临界时，至少95%被测中子是由裂变产生的。4, 4 中子注量率测量仪表. 4. 4. 1 一般原则4.4.1.1 中子注量率仪表通常具有三种功能ga. 安全，b. 测量和指示，2
9、GB 1 2 7 8 9 . 1 - 91 c. 自动控制4. 4. 1. 2 中子注量率测量仪表主要分为三部分ga. b. 线性电流测量装置s对数电流测量装置sc. 脉冲汁数装置。, 4. 4. 1. 3 由于中子注量率需在很宽量程范围内测量，通常采用若干个多量程装置，亦可采用可调查程装置或改变探测器位置来覆盖中子注重率全部量程。无论采用何种方案都必须注意到量程转换或调节不能造成反应堆保护作用的任何减弱当注量率达到测量装置饱和值时，或堆内中子注量率已不再与探测器输出成比例时，应采取措施以确保反应堆具有充分保护一个量程装置与另一个量程装置衔接之处，至少应有一个量级的量程覆盖4. 4. 1. 4
10、 中子注量率指示器，无论是就地还是远距离指示器，都要设计成易于识别指示器是在规定量程之内正确工作4. 4. 2线性电流测量装置通常使用三种装置ga. 超中子注量率保护装置pb. 线性功率测量装置gc. 功率偏差测量装置其输入由位于堆内或堆附近的一个或多个中子探测器取得，被测中子注量率水平应正比于堆功率。其比例因子应尽可能与棒栅及类似的影响无关4. 4. 2. 1 超中子注量率保护装置给安全逻辑装置提供信息，当功率上升到超过预先定值水平时就引起反应堆停堆。当反应堆功率信号低于定值水平时，该装置有走常信号输出（相当于“1”状态），所有其他状态，包括装置故障或定值信号失效均有保护动作信号输出相当于“
11、。”状态）装置应保证误停堆数不超过最大容许值。4.4.2.2 线性功率测量装置是用来测量和线性显示反应堆功率至少应有一个线性功率测量装置由可靠电源供电，以便在停电或其他紧急情况下能继续指示堆功率该装置的量程至少应是满功率的120%。可设置附加量程转换，这种量程转换应有明显指示，当满刻度指示为额定堆功率的10%以上时。要求电流测量精度优于满刻度指示的土1%。4. 4. 2. 3功率偏差测量装置或补偿式线性装置用于测量和显示定值功率水平附近的功率变化4. 4. 3对数电流测量装置4. 4. 3. 1 在反应性为一常数情况下，堆功率按指数上升，若将探测器信号送到对数功率放大器中，其输出按线性增加，其
12、斜率即为反应堆周期运用对数功率放大器和周期计二个设备，在至少大于6个功率量级范围内无需量程转换即可提供堆功率指示和周期指示量程上限指示应超过堆满功率的110%，最好是120%。下限指示应取这样的功率水平，即电流及其他虚假电流不大于中子电流的20%0对低于下限功率水平的短周期事故，周期停堆是有效的对数电流指示误差，忽略瞬态影响，在主要量程范围内，应在读数的土20%以内周期计的满刻度值应大于停堆定值范围忽略瞬态影响的周期指示误差应小于读数的土10%04. 4. 3. 2周期停堆是在功率停堆不能提供保护的情况下提供保护周期停堆响应要尽可能快，并与事故速度与停堆装置时间响应相适应。周期保护响应时间必须
13、满足安全要求在任何功率水平下要求周期计的均方根噪声电平尽可能低4. 4. 4脉冲计数装置4. 4. 4. 1 脉冲计数装置，可以是线性的或对数的4.4. 2条和4.4. 3条中关于电流测量装置的一般建3 GB 12789. 1-91 议，除与知测器有关部分外，都应适用于本装置。它所用的中子探测器对灵敏度低，当用于低中子注量率测量时，它比平均电流电离室具有明显优占应保证装置增益或电源电压小变化时，功率指示变化不明显。4, 4, 4. 2停堆状态下要有计数通常要求完全停堆时，计数率至少达到每秒2个计数当有效增殖系数（keff）大约为o.99时，计数率大于每秒10个计数，当计数率低于每秒2个计数时，
14、建议采用“趋临界”实验技术。低功率水平时，测量系统精度很差，因而要求脉冲计数装置要有较长的计数时间，若在此情况下设置报警或停堆定值则要避免虚假报警或虚假停堆及不可接受的延迟。4,4,4,3 当反应堆功率提到高于脉冲计数量程时，对BF，中子探测器需缩回到足够低的中子注量率区或加以屏蔽以免辐照损坏。砌沉积脉冲计数探测器，应在切除高压电源情况下置于高中子注量率区而不损坏。4,5 中子注量率水平与周期的报警、停堆4, 5, 1 当测出的中子注量率超过停堆定值时，即发出停堆信号。在停堆之前有两个报誓，其一称为“低余盘”报霄，即测出的中子注盖率接近停堆定值前某一小余量其二称为“超余最”报警，即测出的中子注
15、匠率远低于停堆定值范围。例如z按程序降低功率和冷却剂流量之后，若操纵员忽视调整停堆中子注量率水平，有可能出现超余量报苦。运行人员根据运行状态必须调整报警定值及停堆定值。4, 5, 2 为了防止电源电压变化超出可接受范围，所有装置都应设置电源报警或保护动作，要监测整个测量装置的各部分，由电源到输出。4, 5, 3若用对数功率放大器提供中子注量率水平的停堆定值，则停堆定值应在全量程内可调并预先进行刻度。亦可用此放大器提供报替。4. 5, 4 脉冲计数装置应设有高、低计数停堆定值。低计数停堆定值表明装置没有处于工作范围。对于计数率相当高，以致大量计数丢失情况下，不得设置高计数停堆定值4, 5, 5
16、周期安全堆定值应设置在满刻度（最小周期）的1/10至满刻度之间的任意正周期值上。有时亦可要求负周期安全停堆。亦可提供报警以避免周期停堆脉冲计数装置周期计亦可提供周期停堆，但应注意到计数量程的上下附近性能不可靠4, 5, 6 若采用可移探测器，贝u要注意其产生虚假周期信号而导致误停堆或达不安全状态。4.6 中子注茧率测量装置的刻度和试验4.6. 1 若用中子注量率测量仪表来指示热功率，则应根据热平衡测出的满功率来刻度这些装置由于反应堆功率和探测器位置处的中子注量率之比值可随堆芯注量来分布的变化而变化，因此刻度应在缸中毒达平衡状态时完成。为使低功率量程按照高功率量程来刻度，仪表量程应具有足够的覆盖
17、。4, s. 2测量装置的部件和基本功能单元应允许用备用部件来替换而不影响原装置刻度性能在给定电源电压情况下，要特别注意中子探测器间的灵敏度差异。4.6. 3 为简化现场测试，建议设计一个性能试验装置，把所有使用部件连接进去，测试整套测量装置。4. 7 中子注意率分布测量除了反应堆压力容器外测量热中子注量率外，有时需要知道整个堆芯轴向和径向中子注量率分布但要采用适当测量方法以保持原来的注量率分布。5 温度测量5, 1 一般原则4 GB 1 2 7 8 9 . 1 - 9 1 5. 1. 1 为了反应堆性能最佳化、控制和安全目的，均采用常规方法进行反应堆温度测量。然而针对反应堆的特殊问题，要对其
18、常规标准补充一些推荐标准，尤其要考虑测量装置的结构材料由辐照引起的物理、化学性能变化。s. 1. 2 应有足够数量的温度测点，即使在探测器寿期内预见到一定数量的温度探测器损坏，仍能维持对反应堆的有效控制。在测量装置不可更换之处，应装入足够数量的备件。s. 2辐照对温度测量精度的影响材料在堆内辐照产生各种效应，效应大小取决于辐照类型、牺照强度和被辐照材料的性质。特别应注意下述可能：a. 引入了不应有的探测器材料的核加热5b. 导体和绝缘体电阻值的变化；c. 产生物理结构的不均匀位；d. 化学元素和合金的变质。s. 3燃料元件温度测量如果燃料元件温度是个重要安全参数，则在正常和异常运行状态下都要测
19、定这个参数，在正常运行状态下使其不超过预定值，在异常运行状态下温度可能超出安全范围，测量装置需有足够响应这度来触发保护系统。在确定异常运行状态下仪表装置的要求时，必须考虑扩大丁的温度量程。要考虑到燃料元件中温度梯度、堆芯温度统计差异及燃料元件温度测点数。有时无法直接测出重要的燃料元件温度，则需由邻近的温度传感器测值中推断出。此时要考虑、受运行状态影响的热功率梯度及热传递。5. 4 慢化剂温度测量对某些反应堆要求测量侵化ffrj温度，以观察其物理特性或核特性变化。5. 5 冷却芹rj温度测茧s. s. 1 测量要求对某些反应堆，要求在反应堆入口和出口处测量冷却剂温度，也要求测量燃料通道（或工艺管
20、道）出口处冷却剂温度，以便获得满意的反应堆控制和保护。温度指示与实际温度之间因时延而引起的瞬态误差，要在允许范围之内。s. 5. 2 反应堆入口和出口的冷却剂温度反应堆出入口冷却剂温度可对燃料元件超温停堆构成辅助保护，对冷却剂具有层流的地方，要测出冷却剂平均温度，应仔细考虑温度传感器的位置和数量。s. s. 3燃料远道出口冷却fir温度燃料通道出口冷却ffrj温度测量将提供估算反应堆径向温度分布的信息，并有助于控制反应堆可能出现的某些不稳定模式。5. 6对反应堆安全重要的温度测量为了反应堆安全而要求温度保护时，这些温度值由所选择的测点测出，这些信号只用于此目的，者与其他系统相连，则必须完全消除
21、相互作用每个停堆参数要有若干个独立测量通道构成冗余符合系统。当用燃料元件温度作停堆参数时，为避免特殊设计，则应在不同元件上进行温度测量，而不在单个元件上采用多个测量温度传感器的安装应能承受最坏温度畸变而不损坏。温度测量装置要求在正常运行温度范围内刻度若停堆温度探测器与仪表的连接中有可动做头，则设计中要考虑稳态和动态温度状态下不会由这些可动触头引入大的附加热电偶电动势5. 7温度保护装置超温保护装置应满足保护系统要求要特别注意故障安全特性、高可靠性、并防止导致潜在危险状态的误动作。5 GB 1 2 7 8 9 1 9 1 5. 8 温度显示操纵员要根据大量温度测量值快速作出对反应堆状态的估计，所
22、以核反应堆耍专门考虑温度测量显示。6 冷却J!J测量s. 1 一般原则当冷却剂压力和流量为反应堆安全所需时，必须安装可靠的冷却剂压力和流量保护设备，以便对任何不安全的压力或流量状态进行保护，因而有必要直接测量或推算出冷却剂回赂的压力和流量。s.2冷却剂流量s.2. i 一般要求每个冷却剂回路的质量流量指示应在控制室内显示出来。指示器位置应满足运行人员在调节相应流盘时容易而方便地看到这些指示。流量测莹的方法应选择直接而可行的，在整个运行范围内应可靠地给出流量指示现r）点位置应选择在可测出自泵速度变化和阀门移动而引起流量变化的地方如果流量率发生明显变化，可能出现非安全流量状态，因此，任一能明显改变
23、流量的设备（如阀门、泵）中发生的故障应触发报警或校正动作。这些设备失去动力源也应触发类似信号出现不安全流量状态时，应由反应堆安全系统降低堆功率。当流量损失超过运行允许值时，由安全系统自动停堆。s. 2. 2 系统要求当某个热交换器回路为维修而被隔离时，流量保护系统应使反应堆在降低功率状态下继续运行。测量装恒的响应时间应适应保护的需要。插入冷却剂管道的探测装置，其任何部分不应干扰管道上可能需要的检查工作，并应可靠地固定好，选用的材料要与燃料元件包壳及冷却剂相容。6.3冷却剂压力s. 3. 1 一般要求反应堆在所有运行状态下都要求有足够的冷却剂质量流茧，同时要维持冷却剂压力为设计值，压力回路的泄漏
24、可能从小泄漏到冷却剂回路大破口失水，因此必须测量冷却剂压力，还可测其变化率。必要时为了在密封点上检验其完整性，需要在这些点上测量差压也需要在冷却J!J回路中的隔离阀前后测虽差压。s. 3. 2 结构特点压力测量无论如何不能因冷却剂中存在固体物质而受到损害。若采用过滤器，则即使其阻塞也不应有损测量l.此外，还应提供备用过滤器，或在刻度替换过滤器压降时给出其容差用于测量回路中任何部件的孔径应大到与精度要求相配并便于实施冷却剂回路中管道应采用适当的材料，大多数情况采用不锈钢。压力测量应采用气动或电动传输系统6. 4冷却剂液位-在液体冷却的反应堆中，为保证堆芯有充分的液体循环，并防止循环泵内出现汽蚀，
25、应安装冷却剂液位仪表，以有助于保持液位在规定的限值内。用水作为辐射屏蔽的反应堆中，应用仪表来保证其具有足够液位而使燃料元件处于水屏蔽中s. 5冷却剂泄漏泄漏出的冷却剂可能有毒并具有放射性，泄漏也是另一种异常现象的先兆，用连续记录补充冷却剂速率的方法检查冷却剂泄漏当补充冷却齐rj速率超过许可值时，应发出报警6 GB 1 2 7 8 9 . 1 9 1 6. 6冷却剂纯度在某些反应堆中，需要测量冷却剂纯度，以确定冷却剂与反应堆其余物质问的化学反应状态。一回路冷却齐rj纯度分析（在某些情况下二回路蒸汽或冷却剂的纯度分析）也能给出一回路和二回路间泄漏的指示。6. 7冷却剂放射性活度冷却齐rj放射性活度
26、测量可用于不同目的，例如a. 有助于确定冷却jfrj正常排放或事故排放期间的放射性总活度gb. 破损元件的探测和定位；c. 检查冷却Jfrj净化囚路的工作效能。7 保护系统应符合GB4083的规定。8 仪表动力源8. 1 一般原则a. i. i 为了获得反应堆安全控制，重要的是保证反应堆仪表的动力源供给，保证报警系统及电站辅助设备仪表的动力源供给8. 1 2 应连续监测反应堆运行状态，并使仪表工作在规定精度之内，故要提供一个或多个可靠动力系统。8. 2可靠动力系统8. 2. 1 电源a.2.1.1 备用直流电池组是最可靠的直流电源当前，电子仪表主要倾向于使用交流电源，因此需提供可靠交流电源。8
27、. 2. l 0 2设计可靠交流电源，应考虑下述几点ga. 即使采用交流机组，也不能认为单个电源是足够可靠的eb. 在使用电源转换接触器或逆变电源的多路系统时，电源转换所产生的瞬间干扰不应有损反应堆安全或影响反应堆运行gc. 备用电源系统的容量要保证仪表负载的要求，d. 给记录仪走纸机构供电的发电机组要控制频率，以保持时间标尺的误差在可接受的范围内，运行期间必须保持重要记录仪和报警仪所用电源，以利于运行人员估计各种运行状态，包括停 堆状态。8. 2. 2气源用于反应堆安全仪表的气源亦应满足8.2. 1. 2条中除d外的要求此外还要考虑下述各点ga. 当出现明显的压降时应启动报警装置，当出现危及
28、反应堆安全的误动时必须发出校正动作gb. 气源系统的管道、压缩机、储气罐及其他辅助设备的布置，应使得当产生破裂事件时，不会引起其他设备损伤而影响反应堆安全sc. 气源应清洁而干燥，具有足够低的露点，防止在最低常用温度下蒸汽凝结9 控制设施s. 1 一般原则I)采用说明21为补充部分7 一GB 12789. 1 91 为促进反应堆装置安全有效地运行，协调反应堆和其他有关厂房控制设备之间的动作，必须设置主控制室来完成这种功能。主控制室设计应考虑下述原则：a. 安全原则：保证反应堆装置在所有运行状态下安全运行。发生假设始发事件后，使反应堆回到安全状态。保证控制室人员的安全；b. 可用性原则z使反应堆
29、的可利用性达最大而又不违背安全原则；c. 人因工程学原则2使人和机器的能力最大发挥应注意到人体尺度、人的响应能力和限度；d. 控制和管理接口s如操作支援系统等，协助操纵员对异常和应急工况作出正确反应。可设置辅助控制站，该站的设备运行与控制室设备无关，作应急状态使用。9. 2控制室选址9. 2. 1 位置主控制室位置应设在便于反应堆装置运行，旦免受事故和事件危害之处。前往反应堆厂房、辅助厂房以及应急辅助设施的道路应方便畅通。9.2.2 环境在可能情况下，控制室及其有关仪表间位置应满足下述要求：a. 安静无振动，本底噪声小于45dB; b. 要充分地采暖、通风或空调，以获得室内设备可靠性所需条件。
30、因为室内所安装的那些仪表性能是随温度变化的3c. 照明：应有工作所需的照度，且要注意照明的均匀性，避免眩光和反光。9. 3控制室布局. 9. 3. 1 运行人员配备和运行方法根据运行原则及法规要求来考虑正常和应急情况下控制反应堆和辅助设备所需的工作人员数，这反应了反应堆装置的自动化程度。控制室布置要求对反应堆有重大影响的设备及应急状态所需设备都在运行人员的直按监督控制之下。在大型反应堆装置中，为了有效地运行，要求在反应堆辅助厂房内设置就地仪表和控制，但对那些与反应堆安全有影响的项目，在控制室中量复设置的仪表和控制应能对它们实行超驰控制。同样，在大型反应堆装毁中，还应提供必要的设备以便对影响反应
31、堆正常运行的所有设备实行全面监督，使操作员能采取各种必要预防措施，包括在必要时协调整个反应堆装置的运行9.3.2 控制台和仪表盘布置s. 3. 2. 1 控制台和仪表盘必须按人因工程学原则来设计，每个操纵员要占有足够空间，能方便地获取信息并便于操作方便操纵员之间的联络，将不同操纵员的通路冲突减到最小控制仪表布置要避免眩目反光9.3.2.2控制室所要求的信息和控制设备可分为三组布置2a. 安排在反应堆控制台和仪表盘上的，使这些信息仪表直接处于操纵员视野和操作范围之内，对这些信息与指示给予不断关注；b. 由控制台和仪表盘上容易查询的；c. 检在时容易接近的，且不需在控制台和仪表盘上显示的。上述a,
32、b项中的设备要尽量简化，对需经常维修的复杂设备要尽量不放在台、盘上除用作直接控制要测出参数变化趋势的仪表外，台上采用简单的指示仪比用记录仪要好s:3.2. 3测量控制仪表所用放大器及与测量控制有关的继电器应安置在单独的仪表间里，该仪表间不因操作运行而进入，但要邻近控制室，并置于控制管理之下。9. 3. 3仪表和控制设备的分组9.3.3.1 指示反应堆重要参数的仪表应显著而清晰地显示出。设计要使运行人员使用最少量的指示仪8 广一GB 1 2 7 8 9 . 1 - 91 表来控制应堆装置，因此指示应按所用控制对象的设备来分组。9. 3. 3. 2口仪表和控制设备（包括报警设备）在台、盘上的布置要
33、合理地组合，p方便于正常运行又便于事故处理，避免人因错误。通常使用六种组合方法，即 b. c. d. 按功能关系组合；按使用连续性组合，.按使用频率组合；按系统完成功能重要性来优先组合ge. 按操作程序（正常运行和事故运行）组合gf. 按模拟工艺流程来组合。仪表和控制设备在台、盘的位置习惯排列是从上而下，其顺序为z报警、指示、不常用控制器、常用控制器s. 3. 3. 3 目视指示器应显示清楚，在控制台和仪表盘处清晰可见指示仪表设计应由控制台读出并有恰当读出精度9.3.3.4为了保存信息和控制分析，要求提供记录仪必要时需提供复示仪表这些参示记录仪和复示仪表可独立安放，但要与控制台邻近9. 3.
34、3. 5 设计要求操纵人员通常无须离开控制台和仪表盘就可控制反应堆状态。在大型核电站中，亦可提供附加设备以显示就地仪表信息，并能对就地控制设备作超驰控制。这些控制设备和指示器的分组及其布置应使运行人员在应急情况下能迅速确定反应堆状态和重要辅助厂房的状态，并易于迅速排除小故障，以维持反应堆正常运行9.3.4 报警器分组s. 3. 4. 1 控制室内运行的报苦器数目应限制在最少限度内。在控制室采取校正或保护动作的应急状态应提供独立报警。对那些不需要在控制室发出校正或保护动作的应急状态，可在受控设备上就地报誓，用一单组报警送入控制室。9.3.4.2与安全电路有关的报警器分组和布置应明显显示，以有助于
35、迅速鉴别线路状态和备用设备运i 行状态9. 3. 4. 3数据处理系统来的报警指示应置于控制室内9. 4通讯联络核反应堆装置中通讯设备的技术要求更加严格，为确保其可靠性，下述各点应特别注意。9.1 提供的通讯设备应包括g. 供内部ii常通讯用的自动电话交换机gb. 设置一套子动辅助电话系统，以便在应急情况下，或在自动交换机失去电源时，能继续保持控制室与关键操作地之间（最低数目）的通讯联络，c. 设置少量电话直接与外界电话系统相接而无须通过工厂自动交换台9.4.2设计手动电话系统，应考虑下述几点z也在自动系统故障情况下或自动电话系统拥挤情况下，手动系统应提供足够的运行联络；b. 手动电话系统的电
36、源应尽可能与工厂的电信电池相独立，以确保电池发生故障时，工厂内重要通讯不至于中断；c. 手动电话系统需装有一种设备，使得分机话筒不在机座上时，也能叫通这台电话分机gd. 手动系统的电话线敷设，应独立于自动系统电话线敷设es. 4. 3除上述设备外，应考虑安装一定数量的扩音器该系统的电线敷设与其他系统电线敷设应分开采用说明E11为补充部分9 GB 1 2 7 8 9. 1 - 91 s. 4. 4 用。自动电话系统和手动电话系统均应在控制室有足够数目的分机。其中一台分机作为应急呼叫.10 报警装置。1 o. 1 一般原则报警系统用来监测反应堆状态和监测与反应堆运行密切相关的辅助设施。报警系统的作
37、用就是告诉反应堆运行人员出现了异常状态，要求他们采取正确操作系统应发出适当的目视和音响报瞥，报警的数量可通过适当的分组方法来减少，参见9.3.4条报警可划分为“紧急的”（或称事故报警）和“非紧急的”（或称一般报警），显示应指明报誉的轻重缓急程度，例如用不同颜色，不同声调来表示。采用数据处理系统，应具有记录时间极短的报警的能力和记录短时间间隔出现报苦的能力，并应能鉴别报警出现的顺序。数据处理系统要检验报警分析设备是正常的，当出现报替自动扫描时，将分析结果告诉运行人员，说明故障原因、对设备的影响及要求运行人员所采取的动作10. 2报警系统设计设计报警系统要满足如下要求：1 o. 2. 1 报警系统
38、内的故障应不影响其他任何设备。1 o. 2. 2报警系统不应复杂，但不应降低监测装置的完整性10. 2. 3运行人员确认故障后，可手动取消音响警报，当运行人员清除故障恢复到原始状态才能消除目视报警音响警报的消除不能阻止其后出现新故障的报替。报警系统的故障亦要能显示出来1 o. 2. 4 音响报警声响不宜太大，以免影响控制室及其周围运行人员的通讯联络为此，要求音量可控制1 o. 2. 5 短暂报警信号引起的报警应保持，只有故障状态消除后，按下复位按钮，才能使这些报警复位10. 2. 6 报警驱动线路性能应满足被报警参数的物理特性（所要求的速度、精度等1 o. 2. 7 应提供措施来检查报警指示功
39、能的正确性。1 o. 2. 8应区别异常工况报警和设备故障报警。1 o. 2. 9 要让运行人员辨识出首次报警首次报誓不应堵塞其后的任何报警。10. 2. 10 用于报警分析和显示的数据处理系统应对接受到的报警提供长期记录，包括报警出现的顺序。这些记录可在出现事故后用于分析。10. 2. 11 在工厂失电期间仍起重要作用的各项报警应由应急电源供电采用说明，I）直接等效果用!EC231A(!969）补充231出版物（1967）核反应堆一般原则3中第3章“通用报警装置”IO 附加说明本标准由中国核工业总公司提出。本标准经国家核安全局审查并认可GB 12789.1-91 本标准由中国核工业总公司第一研究设计院负责起草本标准主要起草人蒋滨森。. . j l IElFdhNFmo 华人民共和国家标准核反应堆仪表准则第部分z一般原则GB 12789. 1-91 国中（京）新置字023号特中国标准出版社出版北京复外三里河）中国标准出版社北京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自印” 开本88012301/16 印张l字数20000 1991年11月第一版1991年II月第一次印刷印数1-1500 * 书号155066 1 8355 e 标目173-25L
