1、ICS 2712020F 83 圆雪中华人民共和国国家标准GBT 1 3624-2008代替GBT 13624-1992核电厂安全参数显示系统的功能设计准则Functional design criteria for safetyparameter display system for nuclear power plants20080702发布 2009040 1实施丰瞀鹃紫瓣警矬瞥霎发布中国国家标准化管理委员会促19刚 舌本标准参考了IEC 60960(1988)(核电厂安全参数显示系统的功能设计准则。本标准代替GBT 13624 1992(核电厂安全参数显示系统的功能设计准则。本标准与G
2、BT 13624 1992相比主要变化如下：a)删除第2章对标准GBl2172的引用；b)在第3章、第5章和第6章中增加了数字化方面的内容。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。本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。本标准起草单位：中国核动力研究设计院。本标准主要起草人：周玲、熊彦。本标准所代替标准的历次版本发布情况为：GBT 13624-1992。GBT 13624-2008核电厂安全参数显示系统的功能设计准则GBT 13624-20081范围本标准规定了核电厂安全参数显示系统(SPDS)的功能设计准则。本标准适用于核电厂安全参数显示系统的设计。2规范性；I用文件
3、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(不包括勘误的内容)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。GBT 13628核反应堆保护系统用于非安全目的准则3总的性能要求31控制室的基本设备为操纵员提供反应堆在正常、瞬态和事故工况下安全运行所必需的信息。SPDS用来补充并增强这些信息。32 SPDS由仪表、显示设备和计算机组成，形成一个独立系统。在数字化核电厂设计中SPDS的功能可被集成在核电厂计算机和控制系统中，作为操纵员支持系统的一部分，设备
4、与操纵员站共用。33 SPDS以简明方式向控制室人员提供正常工况，特别是异常工况下的信息，用于帮助控制室人员迅速而又可靠地判断电厂的安全状态。例如：反应性控制、反应堆冷却剂系统的完整性、反应堆堆芯冷却和一回路系统的热导出、放射性监测、安全壳的完整性等。虽然SPDS在正常工况和异常工况下都工作，但SPDS的主要目的和功能是协助控制室人员在异常和事故工况下判断电厂的安全状态，以及估计是否需要操纵员采取校正行为，以避免堆芯燃料元件损坏和放射性释放。这在瞬态出现时、事故发生的初期和整个事故过程来说是特别重要的。34 SPDS的位置应便于控制室人员观察。系统应能提供可据以迅速、可靠地评估电厂安全状态的连
5、续显示信息。35 SPDS应设计成具有足够的灵活性，使之可以进一步与先进的诊断概念、先进的评估技术和诸如专家系统那样的先进系统相结合。36补充信息的显示(例如查阅操作规程、信息趋势、及未经确认的信息等)应作为实际的SPDS的支持显示来考虑。4功能设计准则41功能设计的基本要求411 SPDS的功能设计准则适用于控制室和应急响应设施。412 SPDS的设计应选择一组数量最少的能评估电厂安全状态的参数。参数的选择和显示应能提高操纵员在无需全面观察控制室的情况下，适时地对电厂状态作出评估的能力。然而，根据SPDS的评估结果，应用控制室其他信息来证实。413一旦探测到核电厂的异常工况，SPDS应立即提
6、供信息，帮助分析和诊断这种异常状态及其后果，帮助操纵员选择最有效的校正行为。适用的操作规程也可在显示器上显示。1GBT 13624-2008414在SPDS设计的各个方面应贯穿人因工程原则，以提高控制室人员的功能有效性。编码应与其他的人机接口设备所用的相一致。42 SPDS的显示准则421显示应有效地跟踪瞬态和事故，以及事故后的过程。422为了表明电厂的当前状态，并将重要的安全功能的重大变化及时告知操纵员，应设有第一级显示。涉及全厂状态的第一级显示格式的设计应尽可能简单，并与423中所列的那些必需的功能相一致。同时，应用画面布置和编码技术，以便在检测与确认不安全的运行工况和使用应急响应规程时，
7、有助于操纵员的记忆。423第一级显示的电厂重要的安全功能应包括：a)反应性控制；b) 反应堆堆芯冷却和一回路系统的热导出；c)反应堆冷却剂系统的完整性；d)放射性监测；e)安全壳的完整性。附录A提供了可供参考的参数表。参数绝对值及其随时间的变化率应表示适当。424参数选择的依据应编写成文，作为设计的一部分。这种选择应根据电厂的应急规程。425对电厂每种运行方式需要的显示，可以自动或通过手动选择得到。426第二级显示应能用来提供诸如诊断信息(见422)和对电厂安全重要的其他信息，例如温度和中子注量率分布等。427 应以最少的操作来变更显示。43数据的确认43，1应实时确认显示的所有数据。数据确认
8、可以包括冗余测量之间对照检查，多样性测量之间的一致性检查，报警或预定值检查。有疑问的数据的最后采纳应该由操纵员自行决定，他的决定应记录下来。432 当遇到数据不能确认时，SPDS应提供识别与指示相关参数的方法。433 SPDS的操作规程和培训，应提供信息和指导，以处理不能确认的数据。434没有辨别出来的错误处理过程或者有故障的敏感元件不应使SPDS产生错误的显示。435应向控制室人员提供充分的信息和准则，以评估SPDS显示的可运行性和性能。44可运行性的要求441在正常和异常运行工况下，SPDS应处于工作状态。442 SPDS应能提供参数和导出变量的数值大小和变化趋势，使控制室人员迅速评估电厂
9、的当前状态。443趋势显示应包含参数的最近值和当前值，并以参数随时间变化的曲线图表示。45接口451 安全系统和SPDS之间的任何接口应符合安全系统的要求，包括电气隔离和实体分隔的要求。452向SPDS提供信息的非安全设备的故障，不得影响SPDS处理安全信息的能力。453 SPDS的输出接口应考虑与之相连接的外部设备的要求。5功能试验应制定一个试验大纲，以验证系统是否符合本标准的功能设计要求。大纲还应包括对所用软件的验证与确认。数字化核电厂SPDS的功能试验可集成在控制室试验大纲中。26安装位置GBT 1 3624-200861 SPDS的显示设备和有关的控制器应安装在控制室。如果在其他地方增
10、设显示设备，则不得危害本系统的功能；数字化的核电厂SPDS可不用专门设备，而与操纵员站共用设备。62 SPDS的显示设备对于控制室中指定的使用人员来说，应易于接近和观察。63如果SPDS的显示设备是某个控制设备的一部分，其显示信息应易于识别和读出。64 SPDS不得妨碍操纵员的正常走动或者对控制室已有的运行系统和显示的全面观察。7人员配备SPDS的设计不得要求在控制室正常运行人员以外再增加运行人员。8给SPDS提供输入信号的仪表系统的设计准则81 SPDS对安全是重要的，但不要求按安全系统鉴定，亦不必符合单一故障准则。82对于那些与安全系统共用的敏感元件和信号处理器(例如前置放大器，隔离器等)
11、应符合安全系统标准。SPDS与安全系统之间的接口应符合GBT 13628的原则。83对于那些与事故后监测系统中规定参数相同的SPDS的参数，它们的敏感元件和信号处理应按事故后监测系统的标准来设计和鉴定。84 SPDS也可由安全级设备和非安全级设备混合组成，从敏感元件到事故后可接近的某一位置(如安全壳外侧)用安全级设备，然后，从安全壳外侧到显示设备或处理器可以用非安全级设备，因为在事故环境下这些设备可以修理或更换。85为SPDS的运行提供输入，或者对SPDS的运行是重要的其他处理器和显示设备，应是高质量的和高可靠性的。9培训和规程91 SPDS设计中采用的稳态和动态工况应编人培训大纲。92操纵员
12、应被训练成使用SPDS或不使用SPDS都能对瞬态和事故工况作出反应。10可用性101 当反应堆在冷停堆以上状态时，SPDS应设计成运行不可用性指标小于或等于001。运行不可用性按式(1)计算： 运行不可用性一毒鼎式中：运行时问反应堆在冷停堆状态以上的时间长度；不可用时间当反应堆在冷停堆以上状态时，由于下列原因，数据系统、仪表或设备不可用的时间长度：a) 没有能力完成它所要完成的功能；b) 由于线路、设备、电源或仪表的性能降低而损害了完成功能的能力(不得包括冗余设备，如堆芯热电偶或计算机外围设备)；c) 由于缺少合适的敏感元件数据而导致性能不可靠；d)为了仪表、设备、电源或敏感元件的预防性维修所
13、计划的运行中断。系统和设备的设计应限制这些计划的运行中断，一个季度不超过16 h，在中断期间，一旦需要，SPDS应能在30 rain内进入运行状态。这一时间要求仅当测量仪表包括敏感元件正处在运行中才适用。上述建议仅在不可用性指标选择接近001时才适用。GBT 13624-2008102在冷停堆或换料工况下，SPDS的冷停堆不可用性指标不应大于02，冷停堆不可用性按式(2)计算：冷停堆不可用性式中：冷停堆时问反应堆处于冷停堆状态或换料工况的时间长度；不可用时间当反应堆处于冷停堆工况，由于下列原因，SPDS的数据系统、仪表和电源不能用的时间长度：a)没有能力完成它所要完成的功能；b) 由于线路、仪
14、表或电源的性能降低而损害了完成功能的能力；c) 由于缺乏敏感元件数据而使性能不可靠；d)为仪表、电源或敏感元件的预防性维修所计划的运行中断。在运行中断期间，除换料工况外，一旦需要，SPDS应能在30 rain内进入运行状态。这一时间要求仅当测量仪表包括敏感元件都处在运行状态才适用。103当SPDS不运行或不可运行时，应制定电厂的特殊运行规程。塑问堕时旦堆亘停丕冷A1反应性控制附录A(资料性附录)压水堆重要安全功能测量参数表参数主要包括：a)反应堆功率；b)反应堆周期；c)控制棒组件位置d)冷却剂含硼浓度。A2反应堆堆芯的冷却、一回路的热量导出和一回路完整性A21一回路参数主要包括：a)反应堆冷
15、却剂进口温度；b)反应堆冷却剂出口温度；c)燃料组件冷却剂出口温度；d)一回路压力；e)反应堆压力容器水位；f)稳压器水位。A22二回路参数主要包括：a)蒸汽发生器水位；b)蒸汽发生器压力。A23安全系统参数主要包括：a)一回路应急冷却和给水泵的运行；b)汽发生器应急给水泵的运行；c)全壳喷淋系统的运行；d)应堆应急冷却系统的贮水箱水位；e) 汽发生器给水及应急给水系统；f)全壳喷淋系统的供水系统。A24动力供给参数主要包括：a) 全系统的配电系统的运行状态；b)急柴油发电机的运行；c)全系统冷却水给水泵的运行；d) 冷却水供给贮存水箱的水位；e) 急柴油发电机的燃料贮存量。A3放射性监测参数主要包括GBT 13624-20085GBT 13624-2008a) 一回路中裂变产物活性浓度；b)安全壳内7剂量率；c)安全壳内的活性浓度d)安全壳外固定点上的7剂量率；e) 固定点上选定的核素的活性浓度D放射性释放的总量。A4安全壳的完整性参数主要包括：a)安全壳内压力；b)安全壳隔离阀的开关状态；c)安全壳内氢浓度。
