监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求 第2部分：冷停堆期间监测仪表的要求 |
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| 标准编号：GB/T 13632.2-2006 |
标准状态：现行 |
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| 标准价格：38.0 元 |
客户评分：  |
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GB/T 13632本部分规定了冷停堆芯充分冷却监测仪表的要求，考虑了冷停堆期间为了维修将反应堆压力容器内水位降低的工况下对仪表的具体要求，以保证堆芯充分冷却。 |
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| 英文名称： |
Measurements for monitoring adequate cooling within the core of pressurized light water reactors-Part2:Instrumentation requirements during cold shutdown |
 中标分类： |
能源、核技术>>核仪器与核探测器>>F82堆用核仪器 |
| ICS分类： |
能源和热传导工程>>27.120核能工程 |
| 采标情况： |
(IEC 62117:1999,Nuclear teacto |
| 发布部门： |
中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局 中国国家标准化管理委员会 |
| 发布日期： |
2006-03-02 |
| 实施日期： |
2006-08-01
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| 首发日期： |
2006-03-02 |
| 复审日期： |
2023-12-28 |
| 提出单位： |
中国核工业集团公司 |
| 归口单位： |
全国核仪器仪表标准化技术委员会 |
| 主管部门： |
国防科学技术工业委员会 |
| 起草单位： |
核工业标准化研究所 |
| 起草人： |
牛祝年、张京长 |
| 计划单号： |
20030884-T-517 |
| 页数： |
平装16 开， 页数：18， 字数：32千字 |
| 出版社： |
中国标准出版社 |
| 书号： |
155066.1-27795 |
| 出版日期： |
2006-06-08 |
| 标准前页： |
浏览标准前文 || 下载标准前页 |
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本部分为GB/T13632《监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求》的第2部分
本部分修改采用IEC62117:1999《核反应堆仪表压水堆(PWR)监测冷停堆期间堆芯充分冷却要求)(英文版)。
本部分根据IEC62117;1999重新起草。
考虑到我国核电厂的现状,在采用IEC62117:1999时,本部分做了少量技术性修改:
a)删去,2规范性引用文件中的IEC60050(393):1996((国际电工词典(IEV)393章:核仪器仪表:物理现象和基本概念》;
b)删去第3章的缩写:ALARA(合理可行尽量低),DBA(设计基准事故),RCS(反应堆冷却剂系统),RPV(反应堆压力容器);
c)删去5.1.2中有关沸水堆的内容(见IEC61343:1996《核反应堆仪表沸水堆(BWR)在反应堆容器内监测堆芯充分冷却的要求});
d)将6.1.2,6.1.4和6.4.4中RPV出口管道水位测量应给出的模拟显示,改为显示(模拟或数字式);
e)将6.2.1引用标准IEC60770-1:1999《工业过程控制系统用变换器第一部分:性能评价方法》改为HAD102/14(1988)《核电厂安全有关仪表和控制系统》;
f)第8章增加一条8.2人因考虑,增加显示信息和仪表的设计详见EJ/T759.2,;
9)第9章增加引用标准EJ/T626-1992《核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求》。
为便于使用,对于IEC62117,1999本部分还做了下列编辑性修改:
a)将IEC62117的引言和1范围和目的中对标准的说明改为本部分的引言;
b)删除IEC62117的前言;
c)将IEC62117引用的规范性文件(IEC标准和IAEA规定)改为对应的我国标准和法规。
本部分符合HAF103《核动力厂运行安全规定》(2004)第5.3.2条,.二。必须对堆芯状况进行监测,必要时对装、换料大纲进行复查和修改。?的规定,满足HAD103/08《核电厂维修》(1993)的有关要求。
与本部分有关的标准是GB/T13632-1992《监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求》,该标准等同采用IEC60911,1987((监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求)(英文版),本部分是对GB/T13632-1992的第I次补充,说明冷停堆期间堆芯充分冷却的要求,考虑了冷停堆期间为了维修将反应堆压力容器内水位降低的工况下对仪表的具体要求,以保证堆芯充分冷却。这两个标准应结合使用以满足冷停堆期间堆芯充分冷却的要求。
本部分的附录A和附录B是资料性附录
本部分由中国核工业集团公司提出
本部分由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。
本部分起草单位:核工业标准化研究所
本部分主要起草人:牛祝年、张京长 |
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下列文件中的条款通过本部分的引用而成为本部分的条款。凡是注日期的引用文件,其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本部分,然而,鼓励根据本部分达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件,其最新版本适用于本部分。
GB/T7166核动力堆堆芯或堆主包壳内温度的测量特性和测试方法(GB/T7166-1987,egvIEC60737:1982)
GB/T12727核电厂安全系统电气设备质量鉴定(GB/T12727-2002,IEC60780:1998,MOD)
GB/T13625核电厂安全系统电气设备抗震鉴定(GB/T13625-1992,egvIEC60980:1989)
GB/T13630核电厂控制室的设计(GB/T13630-1992,egvIEC60964:1989)
GB/T13632监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求(GB/T13632-1992,idtIEC60911:1987)
GB/T15474核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级
EJ/T529用于核电厂安全重要系统数字计算机(eqvIEC60987:1989)
EJ/T626核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求(eqvIEEE336-1991)
EJ/T759.1核电厂控制室控制器和屏幕显示的应用第一部分控制器(IEC61227:1993,MOD)
EJ/T759.2核电厂控制室控制器和屏幕显示的应用第二部分屏幕显示的应用(IEC61772:1995,MOD)
EJ/T76。核电厂安全重要仪表和控制系统的供电要求(eqvIEC61225:1993)
EJ/T1058核电厂安全系统计算机软件(eqvIEC60880:1986)
HAD102/14核电厂安全有关仪表和控制系统(IAEA安全导则50.SG-D8-1984) |
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