ICS 27.120.20 CCS F 82 中华人民共和国国家标准 GB/T 13627-2021 代替GB/T13627-2010 核电厂事故监测仪表准则 Criteria for accident monitoring instrumentation for nuclear power plants 2021-12-31发布 2022-07-01实施 国家市场监督管理总局 发布 国家标准化管理委员会
GB/T 13627-2021 目 次 前言 1范围. 2规范性引用文件 3术语和定义 4选择准则 5性能准则 6设计准则 7鉴定准则 10 8显示准则 9质量保证. 13 参考文献 图1显示通道示意图 图2监测通道显示类型 12 表1变量选择准则及其支持性文件 表2变量鉴定准则 10
GB/T 13627-2021 前言 本文件按照GB/T1.1一2020（标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定 起草.
本文件代替GB/T13627-2010《核电厂事故监测仪表准则》，与GB/T13627-2010相比，除结构 调整和编辑性改动外，主要技术变化如下： 修改了关于范围的描述（见第1章，2010年版的第1章）； 一修改了规范性引用文件（见第2章，2010年版的第2章）； 工Y 统”严重事故”（见3.2、3.8、3.9、3.13、3.14、3.15、3.16）; 测单元”及其定义（见2010年版的3.6、3.7、3.8、3.11、3.14、3.15、3.16）； 的定义（见3.1、3.3、3.5、3.7、3.11 2010年版的3.1、3.2、3.43.9 3.12); 增加了用于严重事故的监测变量的设计准则（见4.7、4.8、5.1、5.4、6.3、7.2、8.28.7、第9章）； 更新了监测通道显示类型示例（见图2.2010年版的图2）.
请注意本文件的某些内容可能涉及专利.
本文件的发布机构不承担识别专利的责任.
本文件由全国核仪器仪表标准化技术委员会（SAC/TC30）提出并归口.
本文件起草单位：中国核电工程有限公司.
本文件主要起草人：尚雪莲、于蕾、范遂、郭林、顾燕春、陈日罡、王彦君、冯嘉、马仪炜.
本文件及其所代替文件的历次版本发布情况为： 1992年首次发布的GB/T13627.1-1992； 1992年首次发布的GB/T13627.2-1992； 2010年第-次修订整合为GB/T13627-2010； -本次为第二次修订.
GB/T 13627-2021 核电厂事故监测仪表准则 1范围 本文件规定了核电厂对预计运行事件、设计基准事故和严重事故的监测变量的选择以及对事故监 测仪表的设计、性能、鉴定和显示准则，同时为便携式仪表的使用提供指导.
本文件适用于新建核电厂的设计以及在役核电厂的设计改造.
本文件适用于进行下列操作期间所 使用的事故监测仪表的功能和设计： 一按要求为事故缓解进行的计划操作： 一评估电厂工况和安全系统性能，以及为电厂响应异常事件所做的决策； 一事故达到和保持安全停堆的操作.
本文件不适用于以下情况： 一仅用于历史记录或维护目的的事故监测仪表； 在事故工况下可能使用的其他仪表： 不属于严重事故的其他设计扩展工况监测仪表.
2规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款，其中，注日期的引用文 件，仅该日期对应的版本适用于本文件：不注日期的引用文件，其最新版本（包括的修改单）适用于 本文件.
GB/T7163核电厂安全系统的可靠性分析要求 GB/T9225核电厂安全系统可靠性分析一般原则 GB/T12727核电厂安全级电气设备鉴定 GB/T12788核电厂安全级电力系统准则 GB/T13284.1核电厂安全系统第1部分：设计准则 GB/T13286核电厂安全级电气设备和电路独立性准则 GB/T13625核电厂安全级电气设备抗震鉴定 GB/T13626单一故障准则应用于核电厂安全系统 GB/T13629核电厂安全系统中数字计算机的适用准则 NB/T20054核电厂安全重要仪表和控制系统执行A类功能的计算机软件 NB/T20061人因工程在核电厂系统、设备和设施中的应用 NB/T20072核电厂安全系统仪表触发整定值的确定和保持 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件.
3.1 事故分析许可基准accident analysis licensingbasis 许可证申请文件的一部分，描述了预计运行事件以及设计基准事故中，核电厂的热工水力响应以及
GB/T 13627-2021 安全系统的后续响应.
3.2 事故管理人员accident management Personnel 经授权在事故期间发布命令和控制决策的人员.
准确度accuracy 仪器仪表的测量值与被测量（约定）真值的一致程度.
[来源:NB/T 20063-2012 7.2.15] 3.4 预计运行事件anticipatedoperational occurrence 在核电厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应 措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况.
[来源：HAF 102-2016] 3.5 辅助支持设施auxiliary supporting features 为安全系统完成其安全功能提供服务（如冷却、润滑和动力）的系统或设备.
[来源：NB/T 20063-2012.3.1.7] 3.6 共因故障mon cause failure 由特定的单一事件或起因导致两个或多个构筑物、系统或部件失效的故障.
[来源：HAF102-2016] 3.7 设计基准事件design basis event 在设计中应用的假想事件，以便确定构筑物、系统和设备的可接受的性能要求.
[来源：NB/T 20063-2012 2.6] 3.8 设计基准事故design basis accident 导致核电厂事故工况的假设事故，这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内，该核电厂是按确 定的设计准则和保守的方法来设计的.
[来源：HAF 102-2016] 3.9 设计扩展工况design extension conditions 不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中按最佳估算方法加以考虑，并且该事故工况 的放射性物质释放在可接受限值以内.
注：设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化（严重事故）工况.
[来源：HAF102-2016] 3.10 显示通道display channel 由电气和/或机械的部件或模块所构成的从过程变量测量到显示装置的配置，以检测、处理和显示 核电厂工况（见图1）.
