UDC621.039.564 F87 CS-00111 GB 中华人民共和国国家标准 GB12789.2-91 核反应堆仪表准则 第二部分：压水堆 Criteria for nuclear reactor instrumentation Part 2:pressurized water reactors 1991-04-11发布 1991-12-01实施 国家技术监督局发布 5P 中华人民共和国国家标准 核反应堆仪表准则 GB12789.2-91 第二部分：压水堆 Criteria for nuclear reactor instrumentation Part 2:pressurized water reactors 本标准等效采用国际标准EC231D(1975)《对231(1967)核反应堆仪表一般原则的第四次 补充：压水堆仪表原则》. 本标准是在GB12789.1-一91《核反应堆仪表第一部分：一般原则》的基础上，结合压水堆具体情 况补充提出有关压水堆仪表的标准. 文中条款的编号与GB12789.1有关条款一致，但有几点说明： a.本标准中所缺少的条款，就是GB12789.1中对应的通用条款，对压水堆而言可以直接采用； b.本标准中所列的条款，是针对压水堆仪表的，用以取代GB12789.1中对应的条款； C.本标准中用号作标记的条款，是对GB12789.1对应条款所作的补充，或是增加的条款. 下主题内容与适用范围 本标准规定了压水堆仪表及其应用的一般原则.关于核电厂（压水堆）事故监测仪表的完整要求，另 有标准规定. 本标准适用于压水堆(PWR)仪表.压水堆具有以下特点： .加压轻水冷却剂作为慢化剂，并且在反应堆压力容器内不发生明显的沸腾.驱动汽轮机的蒸汽 在蒸汽发生器中产生； b.燃料和一次冷却剂被包容在一个高度完整的壳体（一回路冷却剂压力边界）内，这壳体通常又 被包容在一个高度完整的安全壳结构内； c.固体陶瓷燃料封装在金属包壳内； d.燃料、慢化剂、反射层的几何形状固定； .通过远距离驱动的机构移动堆芯控制部件，实现反应性的操作控制； 【.有时应用固定安置的中子吸收材料和（或）缓慢改变溶解于慢化剂中中子吸收材料的浓度来实 现辅助的反应性操作控制. 2引用标准 GB12789.1核反应堆仪表准则第一部分：一般原则 GB4083核反应堆保护系统安全准则 3总的要求 3.4燃料包壳温度被看作最重要的参数.它不是直接测量的，而是根据测量一次冷却剂系统的温度、压 力和流量以及产生功率的大小和空间分布来推断的. 根据核测量、热工测量以及那些验证合适的控制棒分布型式与功率水平和其他反应堆状态保持一 国家技术监督局1991-04-11批准 1991-12-01实施 1 GB12789.2-91 致的测量，来证明产生功率和功率密度的空间分布是在容许的极限之内. 表明产生功率和需求功率之间存在明显不平衡的测量值可以用来提供辅助保护功能，这些测量值 .包括一次系统冷却剂体积增大和缩小，这通常是从稳压器液位测量推断的.此外，导致反应堆产生功率 和需求功率不平衡的那些工况也可以测量出来并且用来作为辅助保护功能.这些工况可以包括汽轮机 停机和热阱丧失（可用蒸汽发生器低水位或低给水流量来表示）. 依靠安全阀动作和（或）反应堆功率降低来防止一回路冷却剂压力边界超压. 超过补水系统能力的一回路冷却剂压力边界破裂会导致一次冷却剂系统压力降低，稳压器水位降 低以及安全壳压力升高.安全壳屏障用来承受由于堆主包壳破裂而引起的压力、温度等作用，安全壳必 须设置能启动保护系...
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