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 2022-07-01实施 2021-12-31发布 国家市场监督管理总局 发布 国家标准化管理委员会 GB/T13627—2021 目 次 前言 1 范围 2 规范性引用文件 术语和定义 选择准则 性能准则 5 6 设计准则 7 鉴定准则 S 显示准则 9 质量保证 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/T13627—2021 前言 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）； 一增加了术语“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）； 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22010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； 一本次为第二次修订。 1 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： 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； 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； 一在事故工况下可能使用的其他仪表； 一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 2 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/T 7163 核电厂安全系统的可靠性分析要求 GB/T 9225 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/T 20072 核电厂安全系统仪表触发整定值的确定和保持 3 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 accidentanalysislicensingbasis 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 GB/T13627—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。 3.3 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/T20063—2012,7.2.15] 3.4 预计运行事件 anticipatedoperationaloccurrence 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］ 221 3.5 辅助支持设施 Eauxiliary 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/T20063—2012,3.1.7] 3.6 共因故障 common 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/T20063—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：HAF102—2016］ 3.9 设计扩展工况 designextension 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displaychannel 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）。 2 GB/T13627—2021 检测单元 处理单元 显示单元 隔离 （图像显示） 单元 信号处理 信号确认 电子部件 隔离 招示仪 过程检测 运行人员 传感器 信号显示 图1显示通道示意图 3.11 许可证基准文档licensingbasisdocumentation 适用于二个特定核电厂的一系列监管要求，和许可证申请者对需遵照和适用的监管要求范围内运 行的书面承诺，以及有效的文档化的电厂特定许可证基准（包括在许可证有效期内的所有修改和附加的 承诺）。 注：许可证基准文档可能包括： 最新版的安全分析报告； 国家核安全主管部门对核电厂运行许可证申请的评价报告； 运行许可证； 者标准核电厂设计。 3.12 精密度 precision 在规定条件下获得的各个独立测量值之间的一致程度，即测量结果的重复性和再现性。 3.13 安全停堆 safeshutdown 将核电厂带到许可证基准文档中规定的可控稳定的停堆工况。 3.14 安全功能safetyfunction 为了保证设施或活动能够预防和缓解核电厂正常运行预计运行瞬态和事故工况下的放射性后果 保证安全而必须达到的特定目的。 ［来源：HAF102—2016] 3.15 安全系统safety system 安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设计基准事 故的后果。 [来源:HAF102—2016] 3.16 严重事故severeaccident 严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。 ［来源:HAF102—2016] 3 GB/T13627—2021 4选择准则 4.1 总体说明 量选择准则，并在表1中进行了总结和汇总。若某个变量符合多个类型的选择准则，那么其应满足所有 选定变量类型的要求。 4.2A类变量 A类变量为运行人员提供基本信息，以便： a）运行人员在无自动控制的情况下能够采取在事故分析许可基准中假定为使安全系统能够完成 安全功能所需的特定的计划手动控制操作； b）运行人员在无自动控制的情况下，为缓解事故分析许可证基准中假定的预计运行事件的后果， 所采取的特定的计划手动控制操作。 A类变量为设计基准事件期间需要手动操作直接完成的特定安全功能提供了必不可少的信息。 部分。 4.3B类变量 B类变量为事故管理人员提供了评定电厂安全功能的基本信息。这些变量用于完成或维持下述 功能： 一反应性控制； 堆芯冷却； 一反应堆冷却剂系统完整性； 安全壳完整性（包括放射性流出物控制）。 除上述安全功能外，在事故处理导则和事故处理规程中规定的所有电厂安全功能也应包括在内。 B类变量是为执行电厂功能恢复的事故处理导则、电厂特定的事故处理规程和电厂关键安全功能 状态树所必需的。 4.4C类变量 C类变量为事故管理人员提供显示裂变产物三重屏障（如：燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界 和安全壳压力边界）可能破损或实际发生的破损的基本信息， C类变量最直接地指示裂变产物三重屏障完整性，并具有超正常运行范围监测能力的最小变量集。 4.5D类变量 4.5.1D类变量是为事故管理人员提供基本信息，并在规程和许可证基准文档中规定用于执行下述功 能的变量： a） 指示为缓解设计基准事件所需的安全系统及辅助支持设施的性能； b）指示为实现并保持安全停堆状态所需的其他系统及辅助支持设施的性能； c）马 验证安全系统状态。 a）特定事件的事故处理导则或电厂特定的事故处理规程； b）电厂功能恢复的事故处理导则或电厂特定的事故处理规程； 4