书 书 书犐犆犛 ２７ ． １２０ ． ２０ 犆犆犛犉 ８２ 中华人民共和国国家标准 犌犅 ／ 犜 １３６２７ — ２０２１ 代替 犌犅 ／ 犜 １３６２７ — ２０１０ 核电厂事故监测仪表准则 犆狉犻狋犲狉犻犪犳狅狉犪犮犮犻犱犲狀狋犿狅狀犻狋狅狉犻狀犵犻狀狊狋狉狌犿犲狀狋犪狋犻狅狀犳狅狉狀狌犮犾犲犪狉狆狅狑犲狉狆犾犪狀狋狊 ２０２１  １２  ３１ 发布 ２０２２  ０７  ０１ 实施 国家市场监督管理总局 国家标准化管理委员会 发布目 　　 次 前言 Ⅰ ………………………………………………………………………………………………………… １ 　 范围 １ ……………………………………………………………………………………………………… ２ 　 规范性引用文件 １ ………………………………………………………………………………………… ３ 　 术语和定义 １ ……………………………………………………………………………………………… ４ 　 选择准则 ４ ………………………………………………………………………………………………… ５ 　 性能准则 ６ ………………………………………………………………………………………………… ６ 　 设计准则 ７ ………………………………………………………………………………………………… ７ 　 鉴定准则 １０ ………………………………………………………………………………………………… ８ 　 显示准则 １１ ………………………………………………………………………………………………… ９ 　 质量保证 １３ ………………………………………………………………………………………………… 参考文献 １４ …………………………………………………………………………………………………… 图 １ 　 显示通道示意图 ３ ……………………………………………………………………………………… 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 ５ ……………………………………………………………………… 表 ２ 　 变量鉴定准则 １０ ……………………………………………………………………………………… 犌犅 ／ 犜 １３６２７ — ２０２１ 前 　　 言 　　 本文件按照 ＧＢ ／ Ｔ１．１ — 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 ）； ——— 修改了规范性引用文件 （ 见第 ２ 章 ， ２０１０ 年版的第 ２ 章 ）； ——— 增加了术语 “ 事故管理人员 ”“ 设计基准事故 ”“ 设计扩展工况 ”“ 安全停堆 ”“ 安全功能 ”“ 安全系统 ”“ 严重事故 ”（ 见 ３．２ 、 ３．８ 、 ３．９ 、 ３．１３ 、 ３．１４ 、 ３．１５ 、 ３．１６ ）； ——— 删除了术语 “ 偶然操作 ”“ 重要安全功能 ”“ 当前值 ”“ 显示单元 ”“ 响应时间 ”“ 安全相关功能 ”“ 检测单元 ” 及其定义 （ 见 ２０１０ 年版的 ３．６ 、 ３．７ 、 ３．８ 、 ３．１１ 、 ３．１４ 、 ３．１５ 、 ３．１６ ）； ——— 修改了术语 “ 事故分析执照基准 ”“ 准确度 ”“ 辅助支持设施 ”“ 设计基准事件 ”“ 许可证基准文档 ” 的定义 （ 见 ３．１ 、 ３．３ 、 ３．５ 、 ３．７ 、 ３．１１ ， ２０１０ 年版的 ３．１ 、 ３．２ 、 ３．４ 、 ３．９ 、 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 、 ８．２ 、 ８．７ 、 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 年第一次修订整合为 ＧＢ ／ Ｔ１３６２７ — ２０１０ ； ——— 本次为第二次修订 。 Ⅰ 犌犅 ／ 犜 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 ： ——— 按要求为事故缓解进行的计划操作 ； ——— 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 ； ——— 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 ： ——— 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 （ 包括所有的修改单 ） 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 　 犪犮犮犻犱犲狀狋犪狀犪犾狔狊犻狊犾犻犮犲狀狊犻狀犵犫犪狊犻狊 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 １ 犌犅 ／ 犜 １３６２７ — ２０２１ 安全系统的后续响应 。 ３ ． ２ 事故管理人员 　 犪犮犮犻犱犲狀狋犿犪狀犪犵犲犿犲狀狋狆犲狉狊狅狀狀犲犾 经授权在事故期间发布命令和控制决策的人员 。 ３ ． ３ 准确度 　 犪犮犮狌狉犪犮狔 仪器仪表的测量值与被测量 （ 约定 ） 真值的一致程度 。 ［ 来源 ： ＮＢ ／ Ｔ２００６３ — ２０１２ ， ７．２．１５ ］ ３ ． ４ 预计运行事件 　 犪狀狋犻犮犻狆犪狋犲犱狅狆犲狉犪狋犻狅狀犪犾狅犮犮狌狉狉犲狀犮犲 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 ： ＨＡＦ１０２ — ２０１６ ］ ３ ． ５ 辅助支持设施 　 犪狌狓犻犾犻犪狉狔狊狌狆狆狅狉狋犻狀犵犳犲犪狋狌狉犲狊 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 ／ Ｔ２００６３ — ２０１２ ， ３．１．７ ］ ３ ． ６ 共因故障 　 犮狅犿犿狅狀犮犪狌狊犲犳犪犻犾狌狉犲 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 　 犱犲狊犻犵狀犫犪狊犻狊犲狏犲狀狋 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 ／ Ｔ２００６３ — ２０１２ ， ２．６ ］ ３ ． ８ 设计基准事故 　 犱犲狊犻犵狀犫犪狊犻狊犪犮犮犻犱犲狀狋 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 ： ＨＡＦ１０２ — ２０１６ ］ ３ ． ９ 设计扩展工况 　 犱犲狊犻犵狀犲狓狋犲狀狊犻狅狀犮狅狀犱犻狋犻狅狀狊 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