ICS 27.120.20 F 83 中华人民共和国国家标准 GB/T 36041—2018 压水堆核电厂安全重要变量监测准则 Monitoring criteria for variable important to safety in nuclear power plants for pressurized waterreactors 2018-10-01实施 2018-03-15发布 中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局 发布 中国国家标准化管理委员会 GB/T 36041—2018 目 次 前言 1 范围 规范性引用文件 2 3 术语和定义 4 安全重要变量监测要求 堆芯及控制棒位置监测 5 6 反应堆冷却剂系统监测 7 二回路系统监测 8 安全壳系统监测 6 乏燃料储存水池监测 10 设备冷却水系统监测 10 11 厂内辐射监测 12 严重事故监测 11 参考文献 12 GB/T 36041—2018 前言 本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 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（SAC/TC30）归口。 本标准起草单位：核工业标准化研究所、中国核动力研究设计院。 本标准主要起草人：焦丽玲、杜建、李小芬、杨戴博、王根生。 Ⅲ GB/T360412018 压水堆核电厂安全重要变量监测准则 1范围 本标准规定了压水堆核电厂安全重要变量的确定原则和监测仪表的布置、特性、鉴定等的基本 要求 本标准适用于压水堆核电厂安全重要监测系统的设计。革新型压水堆核电厂可参照使用 2规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文 件。凡是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/T5204核电厂安全系统定期试验与监测 GB/T7166核电厂反应堆堆芯和主冷却剂回路内温度计的特性和试验方法 GB/T8995核反应堆中子注量率测量堆芯仪表 GB/T12726.1核电厂安全重要仪表事故及事故后辐射监测 第1部分：一般要求 GB/T12726.3 核电厂安全重要仪表事故及事故后辐射监测 第3部分：高量程区域Y连续监 测设备 GB/T12726.4 核电厂安全重要仪表事故及事故后辐射监测 第4部分：工艺流管内或管旁放 射性连续监测设备 GB/T12727 核电厂安全级电气设备鉴定 GB/T13626 单一故障准则应用于核电厂安全系统 GB/T 13627 核电厂事故监测仪表准则 GB/T13632 监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求 GB/T15474 核电厂安全重要仪表和控制功能分类 EJ/T561 压水堆核电厂安全停堆设计准则 EJ/T 1180 压水堆核电厂房固定式辐射监测系统设计准则 NB/T 20026 核电厂安全重要仪表和控制系统总体要求 NB/T 20053 核电厂安全重要电气、仪表和控制设备安装要求 NB/T20060 核电厂安全重要仪表和控制系统隔离准则 NB/T20061 人因工程在核电厂系统、设备和设施中的应用 NB/T 20068 核电厂安全重要仪表和控制系统应对共因故障的要求 NB/T20069 核电厂安全重要仪表通道性能监督试验 NB/T 20071 核电厂安全重要仪表和控制系统的供电要求 NB/T 20072 核电厂安全系统仪表触发整定值的确定和保持 NB/T 20148 核电厂安全重要仪表电阻温度计 NB/T 20228 核电厂安全重要仪表和控制系统的敏感元件和传感器型式试验 NB/T20254 核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则 NB/T20255 核电厂安全重要仪表管线的设计和安装准则 NB/T 20318 核电厂安全重要仪表压力变送器 1 GB/T 36041—2018 NB/T20375核电厂安全重要仪表热电偶温度计 3术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1 Einstrumentation and control systems important to safety 安全重要仪表和控制系统 其故障或失效可能导致厂内人员或周围公众受到过量放射性照射的仪表和控制系统，以及防止预 计运行事件导致不可接受后果的仪表和控制系统，包括安全系统和安全有关仪表和控制系统 注：改写GB/T15474—2010，定义3.6 ZAG 3.2 安全重要变量 variable important to safety 表征电厂工艺系统和设备运行状态及其变化趋势的特征量。为实施安全重要的监视、控制和保护 功能提供所需信息。 注：变量包括工艺过程的热工量（如温度、压力、流量、液位等）、核与辐射量（中子注量率、流体放射性活度、环境辐 射剂量）和安全重要设备运行状态特征量（如转速、位移、振动等）。 3.3 变量组 variable group 能单独或组合实施某一功能或表征某一状态的不同类别的变量。 注：如紧急停堆变量组包括稳压器压力和液位、反应堆功率、主蒸汽流量和压力、蒸汽发生器水位、安全壳压力等都 能单独触发停堆；安全注射水箱压力和液位组合表征水箱可运行状态。 3.4 关联变量 associated variable 与某个物理量（如热功率、过冷度、等效液位）构成函数关系的变量。如冷却剂过冷度是冷却剂压力 和温度的函数。 3.5 裂变产物屏障fissionproductbarrier 核燃料与公众之间为防止放射物质释放而设置的边界或密封包壳， 注：裂变产物屏障主要包括燃料包壳、反应堆冷却剂压力边界和安全壳、 3.6 纵深防御defence-in-depth 对一个安全目标采用多层次的防护措施，即使一个层次防护措施失效也能达到安全目标 3.7 假设始发事件postulatedinitiatingevents；PIE 电厂设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的事件。 3.8 中子注量率neutronfluence rate 在时间间隔dt内中子注量的增量d@除以dt的商。见式（1）。 P. P/NP=P/=Φ (1) 注1：该量单位为每平方米秒（m-2/s）。 注2：改写GB/T2900.81—2008.定义393-14-25。 3.9 等效液位equivalentliquidlevel 反应堆压力容器含蒸汽空泡的冷却剂，蒸汽和水完全分开时可能出现的液位。 2