1、ICS 27. 120 F 82 毒昌中华人民圭K、和国国家标准GB/T 13632. 2-2006 监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求第2部分:冷停堆期间监测仪表的要求Measurements for monitoring adequate cooling within the core of pressurized light water reactors一Part 2: Instrumentation requirements during cold shutdown CIEC 62117: 1999 , Nuclear reactor instrumentation-Pressurize
2、d light water reactorsCPWR)-Monitoring adequate cooling within the core during cold shutdown,MOD) 2006-03-02发布中华人民共和国国家质量监督检验检痊总局中国国家标准化管理委员俨2006-08-01实施GB/T 13632.2-2006 目次IElll22333334455577777788888uu 故事的却冷芯堆失丧同U期堆停聆态咀状mn行。-5堆厂水电量压核湘队主呈-rt.-主们-j剧的主刺脚帽护和和U修料测管温U器位器hhuu维定附附用义h维换h位口口求量感水感供求虑准和鉴性性引定态
3、堆堆法H水出出求要测传波传理提要考校验格料料料H性和状述停停方述VV芯要般压差声度处的B困和试合资资资PPJ盲役量件(围范苦行概冷冷量概RR堆表一差温超温据息功人正气范规和运测仪数信验在质文A言言12312341234512录录前引12344.4.4.5丘15.丘66.6.6.队队788.8.9川口口附附GB/T 13632. 2-2006 前言本部分为GB/T13632(监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求的第2部分。本部分修改采用IEC62117 :1999(核反应堆仪表压水堆(PWR)监测冷停堆期间堆芯充分冷却要求)(英文版)。本部分根据IEC62117 :1999重新起草。考虑到我国核电厂
4、的现状，在采用IEC62117 :1999时，本部分做了少量技术性修改1a) 删去2规范性引用文件中的IEC60050(393): 1996(国际电工词典(lEV)393章:核仪器仪表:物理现象和基本概念); b) 删去第3章的缩写:ALARA(合理可行尽量低)、DBA(设计基准事故、RCS(反应堆冷却剂系统)、RPV(反应堆压力容器); c) 删去5.1.2中有关沸水堆的内容(见IEC61343: 1996(核反应堆仪表沸水堆(BWR)在反应堆容器内监测堆芯充分冷却的要求); d) 将6.1.2、6.1.4和6.4.4中RPV出口管道水位测量应给出的模拟显示，改为显示(模拟或数字式);e)
5、将6.2.1引用标准IEC60770-1: 1999(工业过程控制系统用变换器第一部分:性能评价方法改为HAD102/14(988)(核电厂安全有关仪表和控制系统hf) 第8章增加一条8.2人因考虑，增加显示信息和仪表的设计详见EJ/T 759.2 0; g) 第9章增加引用标准EJ/T626-1992(核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求)。为便于使用，对于IEC62117 :1999本部分还做了下列编辑性修改:a) 将IEC62117的引言和1范围和目的中对标准的说明改为本部分的引言;b) 删除IEC62117的前言;c) 将IEC62117引用的规范性文件。EC标准和IAEA
6、规定)改为对应的我国标准和法规。本部分符合HAF103(核动力厂运行安全规定)(2004)第5.3.2条。必须对堆芯状况进行监测，必要时对装、换料大纲进行复查和修改。的规定，满足HAD103/08(核电厂维修)0993)的有关要求。与本部分有关的标准是GB/T13632-1992(监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求)，该标准等同采用IEC60911: 1987(监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求)(英文版)，本部分是对GB/T13632一1992的第1次补充，说明冷停堆期间堆芯充分冷却的要求，考虑了冷停堆期间为了维修将反应堆压力容器内水位降低的工况下对仪表的具体要求，以保证堆芯充分冷却。这两个标准
7、应结合使用以满足冷停堆期间堆芯充分冷却的要求。本部分的附录A和附录B是资料性附录。本部分由中国核工业集团公司提出。本部分由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。本部分起草单位:核工业标准化研究所。本部分主要起草人:牛祝年、张京长。I G/T 13632. 2-2006 sl IEC 60911: 1987 ( Measurements for monitoring adequate cooling within the core of pressurized light water reactors)规定了监测压水堆堆芯充分冷却的一般要求，但没有规定具体要求。各国在役压水堆核电厂在冷停堆期间已经
8、发生的事故表明，现有的监测系统虽然符合IEC60911: 1987的要求，但不能充分满足冷停堆期间的要求且易发生故障。因此国际电工委员会(lEC)制定了IEC60911: 1987的补充标准IEC62117: 1999(Nuclear reactor instrumentation-pressurized light water reactors(PWR)-monitoring adequate cooling within the core during cold shutdown)。本部分修改采用IEC62117 :1999作为GB/T13632-1992(idt IEC 60911: 1
9、987)的第一次补充，目的是在冷停堆期间为了维修将反应堆压力容器内水位降低的工况下，规定对仪表的具体要求以保证堆芯充分冷却。只要流过堆芯的冷却剂流量足以排出堆芯热量就能实现堆芯的充分冷却。冷停堆期间是使用余热排出系统(RHRS)强迫循环来提供堆芯冷却的。但在反应堆冷却剂温度低于100.C(212F)的停堆工况下，为了维修将反应堆压力容器(RPV)内水位降低时强迫循环可能停止，堆芯就有可能过热，此时用于堆芯冷却监测的仪表应起作用，本部分描述需要这些监测仪表起作用的情况，给出适用于下述情况的多样性原则、适宜的装置及其要求:a) 运行工况pb) 安装;c) 操纵员显示器;d) 试验、校准和维修pe)
10、 设备质量鉴定;f) 文件资料。本部分也描述监测仪表在核电厂功率运行期间的典型应用。在超设计基准事故工况期间，堆芯冷却监测的要求不属于本部分的范围。本部分附录A选择国外PWR上已经出现过的一些事件，说明水位测量不可靠可能导致冷却剂循环中断和堆芯过热，设计堆芯冷却监测仪表时应考虑这类工况。为了证实通过RPV的冷却剂温度和流量足以带走堆芯产生的热量，应向核电厂操纵员提供可靠的信息，这类信息包括从堆芯到余热排出系统(RHRS)循环冷却剂所用的RPV出口管道的水位监测、冷却剂温度和流量的监测。H 1 范围监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求第2部分:冷停堆期间监测仪表的要求本部分规定了冷停堆期间堆芯充分冷
11、却监测仪表的要求。G /T 13632. 2-2006 本部分适用于设计或改造配置类似于图1租且主E示的压水堆(以下简称PWR)时堆芯冷却监测仪表的设计。2 规范性引用文件的修改单(不包括勘误uj GBj T 7166 IEC 60737 : 1982) GBj T 12727 GBj T 13625 GBj T 1363 GBj T 1547 E j T 529 E j T 626 E j T 759. 1 MOD) E j T 759 . 2 1995 , MOD) E j T 760核电E j T 1058 核电厂YHADl02 j 14 核电厂3 术语和定义下列术语和定义适用于本部分。
12、3. 1 冷却剂coolant 排出堆芯热量所使用的水。3. 2 多样性diversity 60911 : 1987) 为执行某一确定功能设置两个或多个多重的部件或系统，这些不同部件或系统具有不同属性，从而减少了共因故障的可能性。GB/T 13632. 2-2006 3.3 监测monitoring 为连续获取一个系统、子系统、设备或其组合状态的信息而采用的措施。3.4 压水堆pressurized water reactor(PWR) 是核蒸汽供给系统的一类，反应堆冷却剂系统中加压的冷却剂通过堆芯加热，然后在蒸汽发生器里将热量传给二次侧产生蒸汽。3.5 3.6 反应堆压力容器reactor
13、pressure vessei(RPV) 承受一定运行压力的反应堆容器。反应堆安全壳reactor containment 包容反应堆及有关系统并在反应堆事故工况下，防止不可接受量的放射性物质向环境释放的构筑物。安全壳是包容放射性物质的最后一道屏障，它还可以防止外部飞射物、爆炸等对反应堆的影响。3. 7 (冷却荆)总装量减少的状态reduced inventory condition 在特定维修操作期间反应堆压力容器内水位低于压力容器出口接管上沿(并根据安全要求考虑水位测量的容许不确定度)时的状态。3.8 冗余(多重性)redundancy 通过设置数量高于最低需要的单元或系统(相同的或不同的
14、)，以达到任一单元或系统的失效不至于引起所需总体安全功能丧失的措施。3.9 余热排出系统residual heat removal system(RHRS) 是压水堆(PWR)的辅助系统，用于在冷停堆期间从堆芯排出热量。3.10 单一故障准则single failure criterion 要求系统或设备组合在任何部位发生可信的单一随机故障时仍能执行其正常功能的设计准则。3. 11 过冷水sub-cooled water 温度低于所处压力下饱和温度的水。3. 12 过热蒸汽superheated steam 温度高于所处压力下饱和温度的蒸汽。4 运行状态4. 1 概述可以通过反应堆压力容器(以
15、下简称RPV)循环的冷却剂温度、压力和流量变化的测量，间接测量堆芯热量的排出情况，以便监督冷停堆期间堆芯冷却的情况。对于所有运行模式，包括正常功率运行、运行瞬态、异常、热停堆和冷停堆在内，都要求堆芯充分冷却。附录B列举了核电厂的运行状态(PO日，适用于对低功率运行和停堆期间发生严重事故可能性的分析评价，分析也包括评估所考虑的电厂运行状态的持续时间。某些运行状态可能持续几个月。G/T 13632. 2-2006 4.2 冷停堆维修运行在冷停堆维修运行状态下，冷却剂的温度低于lOOOC，当反应堆足够次临界(即keffO.99)时，RPV顶盖全部紧固螺栓都处于拉伸状态。堆芯余热通过余热排出系统带走，
16、余热排出系统配置冗余设备以便将堆芯丧失冷却的概率减到最小。应急电掘在丧失厂用电的事故中能保持余热排出系统有足够的流量以排出余热。为了特定的维修操作(例如蒸汽发生器堵管或更换反应堆冷却剂泵密封)，在考虑水位测量不确定度的允许误差以后，只要RPV内水位低于其出口接管上沿标高时就处于冷却剂总装量减少的状态。此时冷却剂总装量应保持RPV内的水位与出口水位一样或高于出口水位，这是将冷却剂循环到余热排出系统所必需的。在冷却剂总装量减少的状态下，冷却剂总装量的意外增加可能导致过量的冷却剂通过反应堆压力边界的开口泄漏，从而可能产生人员沾污或设备污染。冷却剂总装量的意外减少可能导致余热排出系统循环中断和堆芯冷却
17、中断，从而可能导致RPV内剩余的水沸腾。为了预防出现上述情况，需要可靠地测量冷却剂的总装量和温度。4.3 冷停堆换料运行在冷停堆换料运行状态下，当冷却剂的温度等于或低于600C时，RPV的顶盖紧固螺栓有一个或多个没有完全拉伸，堆芯余热通过余热排出系统带走。在换料操作开始和结束时，冷却剂总装量减少，水位恰好低于要拆卸的RPV的顶盖紧固螺栓所在的顶盖法兰，但高于冷却剂总装量减少状态下的水位。冗余的余热排出系统设备和适用的应急电源将堆芯丧失冷却的概率减到最小。在拆卸RPV顶盖紧固螺栓期间，冷却剂总装量的意外增加可能导致过量的冷却剂穿过RPV的法兰，从而导致人员沾宵。为了警示操作人员，需要可靠测量冷却
18、剂的总装量。5 测量方法5. 1 概述为保证压水堆在冷停堆期间堆芯的充分冷却，应使流量足够的冷却剂通过堆芯，连续监测RPV内和出口管道的水位以及余热排出系统的温度和流量，以便判断堆芯冷却的充分程度。许多类型的监测装置都可用于监测水位、温度、压力和流量，但其适宜性主要取决于待测参数的具体要求。目前在役压水堆核电厂监测RPV内水位使用差压仪表或温差仪表这两种装置，且符合GBjT 13632的规定。但在换料期间打开RPV顶盖时，这些仪表可能不可用。监测RPV出口管道水位使用差压仪表或超声波水位测量装置。目前在役压水堆核电厂监测堆芯出口温度的典型方法是使用堆芯出口热电偶(换料期间不可用)、安装在RPV
19、出口管道内的温度传感器或安装在余热排出系统内的温度传感器。监测堆芯流量的典型方法是使用安装在余热排出系统内的差压仪表。如果未来开发的监测装置能满足特定的要求也可采用。5.2 RPV水位测量保证压水堆堆芯充分冷却需要足够的堆芯冷却水，因此RPV内的水位测量是反映堆芯冷却状态的一种重要途径。5.2.1和5.2.2给出在压水堆中验证过的两种方法。5.2.1 差压测量在RPV内外的水都处于同一系统总压力下时，RPV内的水位测量是基于探测其内、外部水的静压之差，正比于静压差的力施加在机电转换器上，如图3R所示的差压变送器，这个力由公式。)确定:A= gdoh -gdfhf十dg(h-hf)J.( 1 )
20、 式中:P-传感器测量的差压;dO-参考管(测量基准段)内水的密度;3 GB/T 13632. 2-2006 h一一-测量区间;dr一-RPV内水的密度;hr一-RPV内水位实际高度(如果存在气泡则是被扰动的水位); dg一-RPV内蒸汽的密度;g 重力加速度。对于冷停堆维修或换料运行，蒸汽和(或)空气的密度对!:，.p的贡献可忽略不计，则公式(1)简化为:测量的温差表示发热元件此探测器能指示其所在可提供多处水位指示。测量RPV上部水腹内GB/ T 13632)，更多;5.3 RPV出口管.队在冷却剂总、5.3. 2 超声波水p超声波传感器而用，而在其他运行模式也部分经管道底部的内5. 4 堆
21、芯出口温度测量、测量堆芯出口或出口下游用的方法。5. 4. 1 堆芯出口热电偶测量A户=gdoh - gdrhr . ( 2 ) 已用于压水堆(见一种重要途径。在冷却剂总装量确度可能不够，分，5.4.15. 4. 3给出目前采GB/ T 13632给出正常运行和异常运行期间的堆芯出口温度监测系统(使用热电偶)，可用于冷停堆维修运行期间监测堆芯冷却是否充分，但在冷停堆换料运行期间不适用。5.4. 2 RPV出口温度测量对于运行温度下监测RPV出口管道冷却剂温度的传感器，如果水位测量证实在冷却剂总装量减少期间该传感器淹没在水中且余热排出系统实际处于循环状态下，在冷停堆维修运行期间或冷停堆换料运行期
22、间就可使用该传感器监测堆芯冷却是否充分。5. 4. 3 余热排出系统温度测量在连接RPV出口管道和余热排出系统热交换器入口的余热排出系统管道中安装的温度传感器，如果其信号响应时间从堆芯出口到该传感器传输延迟后仍能满足监测要求，在冷停堆维修运行期间或4 冷停堆换料运行期间就可使用该传感器监测堆芯冷却是否充分。6 仪表要求6. 1 一般要求GB/T 13632. 2-2006 在冷停堆期间监测堆芯冷却所用仪表的设计应考虑下列因素，尤其应注意在冷却剂总装量减少期间堆芯冷却的监测要求。6. 1. 1 安全分级在包括冷却剂总装量减少状态在内的冷停于执行其他安全功能。应依据国家核安全监管部门其安全级别，确
23、定设计要求(例维护和文件化要求应符合G/i如果该系统属于安6. 1. 3 可靠性包括电源在要求，例如适用于6. 1. 4 单一故障川时温度和水位的泪|冷却剂总装量减少a) 提供RPVb) 对于冷停堆期间RP连续显示(模拟或数字式)。对于冷停堆的所有工况，冗余度的适用要求见GB/T6. 2 差压测量6. 2.1 差压变送器- 对于变送器的采购、安装和维护要求见HADI02/14。配置变送器应考虑最优化(ALARA)的原则。6. 2.2 差压测量参考管斗之冷却监测系统通常不属于安全级，除非也用监测系统的安全级别。根据从异常状态恢复差压测量参考管(差压测量基准段)的设计及其在核电厂所有工况下的状态是
24、影响水位测量准确度和可靠性的一个主要因素，理论上应保持其温度、高度和密度不变。在冷停堆期间，参考管不承受异常工况下可能的环境条件，因此能保持温度、高度和密度不变。持续运行后期参考管中水装量可能减少，水柱高度可能下降，此时应保证给参考管补充水。图34处所示的参考管顶部的集气罐是减轻参考管总量损失影响的一种方法。如果能保证参考管始终是干的，并且通过共用的排气口或大气排气口保持其压力总是和被测水位上部的压力相同，可采用带干式参考管GB/T 13632: 2一2006的直接作用式传感器。图1图3表示作用方向可逆的水位传感器的例子，这些传感器配备充水的参考管。卸压后不可凝气体的释放可能影响某些水位测量的
25、参考管的高度(例如t压水堆稳压器水位的参考管)，但只有在仪表取样口与蒸汽和(或)气体正常排放区相连(设计上不连)时才会导致高压气体进入参考管，因此RPV水位测量一般不考虑这种情况。6.2.3 差压测量取样口的位置差压测量的取样口应尽可能靠近被测水位区间，以保证参考管和被测区间之间的压差只由水位引起。这一要求适用于RPV内水位和出口管道水位的测量，对于测量区间较小和允许误差较小的RPV出口管道水位测量就更为重要。当取样口不靠近被测区间时，参考管和被测区间之间的连接设计应考虑za) 上部取样口:参考管顶部和被测区间顶部之间的连接应保证不会由于连接通路内气体排出或连接管道内的集水产生压差:b) 下部
26、取样口z参考管底部和被测区间底部之间的连接应保证不会由于连接通路内的动态过程(例如余热排出系统流量引起的进水丧失和水位波动)产生压差，或基准段与连接通路垂直段之间与密度有关的温差产生的压差(或在测量的不确定度分析中要考虑的压差)。图4表明连接管道和被测区间之间，尤其是在余热排出系统连接处可能存在的热力条件和动态过程，包括流体冲击力的变化、密度差和速度变化。图1和图2表示在压水堆中采用差压测量法监测水位时推荐的连接位置，图示的取样口尽可能靠近被测区间，以便将测量误差减到最小。对于采用6.2.2所述的直接作用式传感器，只要能满足上述同样压力和集水的要求，上部取样口可设置在反应堆冷却剂系统压力边界的
27、任何位置，例如RPV顶部或稳压器顶部。6.2.4 仪表管道的安装仪表管道有水流过时安装应考虑:a) 除采取特殊的排气和充水措施以外，所有仪表管道都应是自排空的，敷设坡度通常不小于1 : 12。如果存在密封的仪表管道，应水平敷设以避免对倾斜的长管道温差需要进行密度补偿;b) 仪表管道应有足够的直径以便于排气和充水;。不应利用仪表管道承载压力表、阀门等;这些物项应由钢管、罗纹接头、连接件或合适的支架支撑Fd) 只要有可能，应使仪表管道的支撑件离开振动结构或设备;e) 仪表管道应有足够的支撑且按规定的最小距离固定，以便能承受振动和地震;f) 采用柔性仪表管以减少地震搞合，但应考虑柔性管正常运行的振动
28、可能放大过程信号的噪声，从而影响测量结果zg) 仪表管道及其支撑件在正常和异常工况下的热膨胀;h) RPV和管道的热膨胀对支撑件的影响。6.2.5 仪表管道的温度仪表管道的垂直部分与被测水位区间之间的温差在指示水位时将产生误差。冷停堆期间这些温差很小，但在测量的不确定度分析中应予以考虑。如果分析不能证明该项误差是可以接受的，就应在仪表管道上有疑问的垂直部分进行温度测量来修正温差的影响。6.2.6 仪表管道中流体的种类和晶质仪表管道和反应堆内的水质应一样。为了将反应堆压力传送到传感器而需要仪表管道中有其他类型的流体时，应考虑该流体对反应堆所用水的污染风险。6 GB/T 13632. 2-2006
29、 6.3 温差传感器对5.2.2所述温差传感器，至少应要求za) 输出的信号能区分传感器被水淹没或裸露时之间的差别;b) 如果信号显示传感器裸露应触发-个报警。在5.3所述情况下，不应使用只在RPV内或出口管道中选定标高处设置的温差传感器，因为其测量的准确度不满足冷却剂总装量减少期间的水位控制要求。6.4 超声波水位测量6.4.1 应用超声波水位监测实际上仅用于RPV出口管道水位的测量。应将超声波传感器固定在RPV出口管道底部的外壁且靠近余热排出系统的连接处。固定方式的设计应将传感器与管壁之间界面的声反射减到最小。6.4.2 准确度和时间晌应超声波水位监测的响应时间应快到足以成为RPV出口管道
30、冷却剂装量减少的第一个可用指示，应优于堆芯冷却情况劣化的其他指示，例如余热排出系统泵电机电流的变化或反应堆冷却剂温度的升高。准确度的要求应考虑za) 为了维持运行在RPV出口管道中所需的最低水位;b) 在停堆维修期间为了排出假定的最大余热，需要余热排出系统的最大流量，以及在此最大流量下涡流的范围。6.4.3 安装考虑超声被水位传感器宜临时安装，以便在传感器与管道界面处使用一个集气罐来消除可能影响声信号传送的空气隙。传感器应置于RPV出口管道和余热排出系统吸入口之间(该处的水位稍低于其他部分的水位)，传感器的位置应使水位测量不受余热排出系统吸入口涡流的影响。6.4.4 特定的人机考虑RPV出口管
31、道所需的水位是余热排出系统泵吸流速的函数，在控制室应提供水位显示(模拟或数字式)，并且能校准余热排出系统的流速和所需水位。校准过程可以是人机接口显示的一部分。6.5 温度传感器本条规定的具体要求适用于5.4所述的所有传感器。设在堆芯热量排出通路中的温度传感器应被水淹没，应考虑从堆芯到传感器的传输延迟对要求的响应时间的影响。冷却剂总装量减少期间使用的水位测量仪表应能证明冗余的温度传感器都淹没在水中。7 擞据处理对于属于安全级的水位测量仪表，数据处理的设计应符合EJ/T1058和EJ/T529的规定。8 信息的提供8. 1 功能要求堆芯冷却监测系统提供的信息应符合GB/T13630和EJ/T759
32、. 1的规定，仪表显示的设计尤其应考虑:a) 测量范围和灵敏度的充分性;b) 特定运行状态下扩展显示范围的需求识别和所需规程的识别;c) 标识，例如符号和颜色编码;d) 响应时间pe) 人机接口，例如显示器的类型(数字式/模拟式、模拟图、记录仪、屏盘仪表或显示器); 7 GB/T 13632.2-2006 。在正常和故障情况下信息的真实性;g) 操纵员在理解信息及其真实性方面的培训11。提供的信息应易于识别和定位，有助于更换、修理或校准发生故障的部件或模块。8.2 人因考虑监测仪表的设计应符合人因工程原则，例如:a) 将仪表、显示器、记录仪、报警器等给出的可能使操纵员泪淆的异常情况减到最少;b
33、) 只要有可能，冷停堆状态的监测仪表应与正常运行和事故工况下所用的监测仪表相同，以便使操纵员在冷停堆期间也能使用他11显示信息和仪表的设计详见EJ/T9 验证和校准10 在役试验和维护抗震质量合格的抗震要求，地震后12 文件资料文件应符合GB/T136 8 M一-RPV出口阳一压力(探测)J GB/T 13632. 2-2006 9 GB/T 13632. 2-2006 10 图中，1一反应堆压力容器(RPV);2-一堆芯p3一一蒸汽发生器;4一一反应堆冷却剂泵p5一一余热交换器s6-一余热排出泵pR一-RPV水位差压(p)测量g M-RPV出口管道水位差压(p)测量;PDT一一压力探测)传感
34、器。固2压水堆(PWR)配置z过贵在蒸汽发生器C do dg -i G hf 图中:1一一反应堆压力容器(RPV)I 2一一堆芯$3一-RPV出口管道;4一一高度hM和hR的参考管pR一-RPV水位差压(t:.)测量pM一-RPV出口管道水位差压(t:.)测量pC一一集气罐(运行时); A一一传感器测量的差压.t:.=gdoh-gdfhl十d.(h-hl)或t:.=gdoh-gd1hll do一一参考管内水的密度sh一一测量区间(高度).即hM或hR;dl一一-RPV内水的密度;hl一-RPV内水位实际高度(如果存在气泡则是被扰动的水位hd.一-RPV内蒸汽的密度;E一一重力加速度pPDT一一
35、压力(探测)传感器。固3差压法测量水位GB/T 13632. 2一2006hR 11 GB/T 13632. 2-2006 12 6 余刀、1D一一密E一一出M一一动二!IG/T 13632. 2-2006 附录A(资料性附录)压水堆(PWR)冷停堆期间丧失堆芯冷却的事故在核电厂所有工况下都应保证堆芯充分冷却，包括冷停堆在内。应向操纵员提供可靠的信息证实堆芯冷却是否充分。不可靠的信息可能导致堆芯冷却中断，这是在役压水堆已经出现过的情况。除非能恢复冷却，否则这些事故通常会引起冷却剂温度升高直至沸腾。1979年三哩岛2号机组事故后不久建立了国际事故报告系统(IRS)，该系统已汇集这些事故中的绝大多
36、数。表A.1汇总了1978年至1990年间发生的事故。日期事故描述1978-08 1979-08 1980-04 1980-04 1980-04 1981-03 测量故障1984-08 故障1986-03 1986-07 1987-11 法国Salem 1 1988-05 美国Trill o 1988-09 西班牙1988-09 Vogtie 美国I IRS 1088. 02 I 26 丧失辅助电源36min Ringhals 2 I IRS 1100.02 I 5 瑞典燃料贮存水池余热排出系统卡泵1990-05 Almarazl I IRS 1186 西班牙19 90-09 I 30 关闭的
37、阀门不能打开13 GB/T 13632. 2一2006附录B(资料性附录)核电厂运行状态在核电厂热停堆和冷停堆期间，电厂的运行阶段不同且采用不一样的系统配置，堆芯冷却由不同的系统提供。运行许可证规定了核电厂的运行模式，表明这些运行阶段和系统配置。为Surry电厂1号机组进行的1级分析(见NUREG/CR-6144:(在Surry电厂1号机组低功率运行和停堆期间潜在严重事故的评价:在环路中间水位运行期间由于内部事故产生的堆芯严重损坏概率分析)，BNL于1994年6月为美国核管会准备)考虑了核电厂不同的停堆状态，每次停堆都用若干运行步骤CPOS)、每一步所耗时间(根据电厂运行记录确定的一个变量)和
38、在该步所进行的活动来表征。例如，换料停堆用下面列举的15个步骤来表征，同时也指出每一步所采用的冷却系统或过程。表B.1 在Surry电厂1号机组停堆换料期间的运行步骤电厂运行步骤运行状态定义温度;C冷却系统1 低功率热停堆290 P.E,R.A.S.F 2 停堆带蒸汽发生器的冷停堆94 P , E.R.A.S.F 3 停堆带余热排出系统的冷停堆94 P.E.R.A.S.F 4 停堆带余热排出系统的冷停堆环境P.R.A.S.F I 5 停堆带余热排出系统的冷停堆R 6 环路中间水位环路中间水位R 7 换料堆芯充满水R 8 换料换料R 9 换料反应堆冷却剂系统排空到环路中间水位R 10 换料换料后
39、环路中间水位运行R 11 启动反应堆冷却剂系统充水R.A 12 启动反应堆冷却剂系统水密实热启动、形成气腔P.E.R.A.S, F 13 启动用反应堆冷却剂泵热启动94 P.E.R.A.S.F 14 启动反应堆启动、蒸汽发生器投运260 P.E.R.A.S.F 15 启动反应堆升功率到低功率运行P , E, R,A.S.F 注:冷却系统所用符号含义:P一反应堆冷却剂泵;E-一高压应急堆芯冷却系统(ECCS); R一一一余热排出系统(RHRS); A一一安注箱5S一蒸汽发生器安全阀;F一一辅助给水系统14 CON-N.Nm的户同阁。华人民共和国家标准监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求第2部分z冷停堆期间监测仪袤的要求GB/T 13632.2-2006 国中峰中国标准出版社出版发行北京复兴门外三里河北街16号邮政编码:100045 网址电话:6852394668517548 中国标准出版社秦皇岛印刷厂印刷各地新华书店经销 印张1.25 字数32千字2006年7月第一次印刷开本880X 1230 1/16 2006年7月第一版唔定价13.00元如有印装差错由本社发行中心调换版权专有侵权必究举报电话:(010)68533533书号:155066 1-27795 13632.2-2006
