GB-T 4083-2005.pdf
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1、I C S 2 7 .1 2 0 . 1 0 F 6 9 石 7- 中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准 G B / T 4 0 8 3 -2 0 0 5 代替 GB / T 4 0 8 3 -1 9 8 3 核反应堆保护系统安全准则 G e n e r a l s a f e t y p r i n c i p l e s o f n u c l e a r r e a c t o r p r o t e c t i o n s y s t e m 2 0 0 5 - 0 8 - 1 6发 布2 0 0 6 - 0 3 - 0 1 实施 中 华人民 共和国 国家 质量 监督 检验检 疫
2、总局 中 国 国 家 标 准 化 管 理 委 员 会 发 布 GB/ T 4 0 8 3 -2 0 0 5 目次 前言 , , m 1 范 围 , 一 , , 1 2 规范性引用文件, , , , , , 1 。, , , , , 。 , , , 。 , . , 。 。 . , 二1 3 术语和定义 。 , . 1 4 设计基准 。 , , , , , , 。 一 “ 3 5 安全准则 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3、 . . . . . . . . . . . . . . . . . 。 。 3 6 基 于 计 算 机系 统 的 补 充 要 求 “ , . . . . . . . . . . . . 6 参考文 献 , , , 。 , , , , , , , “ 8 GB / T 4 0 8 3 -2 0 0 5 o il吕 本标准是对 G B / T 4 0 8 3 -1 9 8 3 核反应堆保护系统安全准则 的修订, 编写方法和格式符合 G B / T 1 . 1 -2 0 0 0 的要求。 本标准与G B / T 4 0 8 3 -1 9 8 3 相比主要变化如下: a ) 增加了前言; b ) 原
4、0 1 名词术语” 之前的文字说明, 按新格式要求, 经过修改和删节并调整至有关段落; c ) 增加了“ 1 范围” 和“ 2 规范性引用文件” ; d ) 原,“ 1 名词术语” 改为“ 3 术语和定义” , 在内容上的主要修改有: 1 ) “ 安全停堆系统” 改为“ 紧急停堆系统” , “ 专设安全系统” 改为“ 专设安全设施驱动系统” , 对定义的内容也进行了修改; 2 ) 修改“ 安全监测装置” 、 “ 保护动作整定值” 的定义; 3 ) 删除原标准中“ 安全降功率系统” 、 “ 安全报警系统” 、 “ 冗余” 和“ 符合” 共 4 条术语定义; 4 ) 增加“ 系统安全生存周期” 、
5、 “ 商品级物项” 、 “ 固件” 、 “ 验证” 、 “ 确认” 、 “ 软件工具” 和“ 配置 管理” 共 7 条术语和定义。 e ) “ 3 设计准则” 改为,“ 5 安全准则” ; 本准则作为完整的标准体系中的一个组成部分, 在该章中指 明了对第 2章中规范性引用文件具体引用的内容; 并对部分内容进行了修改: 1 ) 原“ 在役检验” 改为“ 试验与校准能力” ; 2 ) 原“ 设备质量” 改为“ 设备质量和质量鉴定” ; 3 ) 原“ 安全报警和信号显示” 改为“ 安全报警和信息显示” ; 4 ) 原“ 识别” 改为“ 标识,; 5 ) 增加了“ 与其他系统的相互作用” 、 “ 接近
6、控制” 、 “ 人因工程考虑” 。 f ) 增加了“ 6 基于计算机系统的补充要求” , 该章是对基于计算机技术的反应堆保护系统的主要 技术要求, 其中也指明了对第 2 章中规范性引用文件的具体引用内容。 9 ) 增加了“ 参考文献” , 列出资料性引用文件和在标准编制过程中参考过的文件。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位: 中国核动力研究设计院 本标准主要起草人: 王远兵、 周祖槛、 李谢晋。 本标准所代替标准的历次版本发布情况为: G B / T 4 0 8 3 -1 9 8 3 0 GB/ T 4 0 8 3 -2 0 0 5 核反应堆保
7、护系统安全准则 范围 本标准规定了核反应堆保护系统应满足的基本安全要求。 本标准适用于各种类型的核反应堆保护系统。 2规范性 引用 文件 下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。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标准, 然而, 鼓励根据本标准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标准。 GB / T 5 2 0 4 核电厂安全系统定期试验与监测( G B / T 5 2 0 4 -1 9 9 4 , n e q A NS I / I E E E 3 3 8 : 1 9 8
8、7 ) G B / T 5 9 6 3 反应堆保护系统的隔离准则( G B / T 5 9 6 3 -1 9 9 5 , e g v I E C 6 0 7 0 9 : 1 9 8 1 ) G B / T 7 1 6 3 核电 厂安全系统的可靠性分析要求( G B / T 7 1 6 3 -1 9 9 9 , e g v I E E E S t d 5 7 7 : 1 9 7 6 ) G B / T 8 9 9 3 核仪器环境条件与试验方法 G B / T 9 2 2 5 核电厂安全系统可靠性分析一般原则( G B / T 9 2 2 5 -1 9 9 9 , e g v A N S I /
9、I E E E S t d 3 5 2 : 1 9 8 7 ) G B / T 1 1 6 8 4 核仪器电磁环境条件与试验方法 G B / T 1 2 5 0 5 计算机软件配置管理计划规范 G B / T 1 2 7 2 7 核电厂安全系统电气设备质量鉴定 G B 1 3 2 8 4 -1 9 9 8 核电厂安全系统准则( e q v I E E E S t d 6 0 3 ; 1 9 9 1 ) G B / T 1 3 6 2 5 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定( GB / T 1 3 6 2 5 -1 9 9 2 , e g v I E C 6 0 9 8 0 ; 1 9 8 8 )
10、G B / T 1 3 6 2 9 -1 9 9 8 核电厂安全系统中数字计算机的适用准则( e q v I E E E S t d 7 - 4 . 3 . 2 : 1 9 9 3 ) E J / T 5 2 9 -1 9 9 0 用于核电厂安全重要系统数字计算机( e q v I E C 6 0 9 8 7 : 1 9 8 9 ) E J / T 7 9 7 人因工程原则在核电厂系统、 设备和设施中的应用 E J / T 1 0 5 8 -1 9 9 8 核电厂安全系统计算机软件( e q v I E C 6 0 8 8 0 ; 1 9 8 6 ) HAD 1 0 2 / 1 0 ( 1 9
11、 8 8 ) 核 申厂谋护粟统 及有 关设旅 3术语 和定义 下列术语和定义适用于本标准。 3 . 1 反应堆保护系 统 r e a c t o r p r o t e c t i o n s y s t e m 产生那些触发安全驱动器和安全系统支持( 辅助) 设施动作所必须的输出信号, 防止反应堆状态超 过规定的安全限值, 或减轻超过安全限值后果的系统。 它包括从敏感元件到安全驱动器输人端或到安 全系统支持( 辅助) 设施输人端的所有设备( 包括硬件及软件) 。 注: 反应堆保护系统包括紧急停堆系统和专设安全设施驱动系统 3 . 2 紧急停堆系 统 r e a c t o r t r ip
12、s y s t e m 反应堆保护系统的一部分。它触发安全驱动器动作, 使反应堆快速停闭。 G B/ T 4 0 8 3 -2 0 0 5 3 . 3 专设安全设施驱动系 统 e n g i n e e r i n g s a f e t y f e a t u r e a c t u a t i o n s y s t e m 反应堆保护系统的一部分。它触发专设安全设施动作, 以缓解事故后果, 防止放射性物质外泄。 3 . 4 安全联锁s a f e t y i n t e r l o c k 仅当规定条件存在时, 它才允许进行某些影响反应堆安全的操作。 3 . 5 安全监测装里 s a f
13、 e t y m o n i t o r i n g a s s e m b l y 用于反应堆安全的监测装置。一般它包括敏感元件、 信号调理和( 或) 处理部件。 3 . 6 安全逻辑装皿 s a f e t y l o g ic a s s e m b l y 它与安全监测装置相连, 用来完成预定的逻辑功能, 并将其输出信号送给一个或多个安全驱动器。 3 . 7 安全驱动器s a f e t y a c t u a t o r 根据一个或多个安全逻辑装置的指令, 直接控制执行机构动作的装置。例如紧急停堆断路器、 阀仁 和泵的控制器等。 3 . 8 安全故障s a f e f a i l u
14、 r e 保护系统内一种增加安全动作概率的故障。 3 . 9 非安全故障u n s a f e f a i l u r e 保护系统内一种减少安全动作概率的故障。 3 . 1 0 误停堆s p u r i o u s s h u t d o w n 反应堆正常运行时, 由于保护系统中的一个或多个安全故障引起的自动停堆。 3 . 1 1 保护动作整定值 p r o t e c t i v e s e t p o i n t 根据安全分析预先确定的值, 当被监测的变量达到此值时, 保护系统触发安全驱动器动作。 3 . 1 2 运行旁通o p e r a t io n a l b y - p a s
15、 s 根据运行的需要, 抑制保护系统中一部分特定功能的行为和措施。 3 . 1 3 维修旁通 m a i n t e n a n c e b y - p a s s 为了设备更换、 检修、 检验或校准, 人为地取消保护系统中一个或多个设备功能的行为和措施。 3 . 1 4 系 统安全生存周期 s y s t e m s a f e t y l i f e c y c l e 与保护系统实现有关的必要活动, 它发生的时间段从系统需求详细定义的概念阶段开始, 直到该系 统不再可用时结束。 注: 典型的系统安全生存周期包括系统需求说明、 系统规格说明、 系统详细设计和实施、 系统集成、 系统确认、
16、系统 安装和调试、 系统运行和维护以及设计修改( 如果有) 等阶段。 3 . 1 5 商品级物项c o mm e rci a l g r a d e i t e m 满足下列条件的物项: 2 G B/ T 4 0 8 3 -2 0 0 5 a ) 不是为核设施专门设计或不以核设施特有技术要求为条件; b ) 已用于非核设施; c ) 按制造厂说明( 例如样本) 中规定的技术条件从制造厂或供货商处采购。 例如商品级计算机。 3 . 1 6 固件f i r mw a r e 具有软件功能的硬件, 如驻留在只读存储器中的软件和数据的组合。 3 . 1 7 验证v e r i f i c a t i
17、o n 在系统研制过程中, 为确定其每个阶段的产品是否满足由前一阶段为其规定的所有要求的一个 过程 。 3 . 1 8 确认v a l i d a t i o n 对系统进行的测试与评价, 以保证系统满足功能、 性能和接口等方面的要求。 3 . 1 9 软件工具 s o f t w a r e t o o l s 用来开发、 测试、 分析或维护其他程序或其文件的计算机程序。 3 . 2 0 配置管理c o n f i g u r a t i o n m a n a g e m e n t ( c o n t r o l ) 鉴别和确定系统中的配置项、 管理整个系统安全生存周期中这些配置项的释放
18、和变更、 记录和报告 配置项的状态和变更请求的过程。 4设计基准 对于每个反应堆保护系统, 应当给出设计基准, 用以进行保护系统的设计并判断其功能是否满足 要求。 设计基准至少应给出以下资料: a ) 需要保护的反应堆状态及保护动作; b ) 为了产生保护动作而要求的监测变量( 如: 中子注量率、 冷却剂流量、 压力、 温度等) , 监测变量 所需敏感元件的最少数 目及其布置; c ) 监测变量的运行限值和保护动作整定值; d ) 在正常工况、 异常工况和事故工况下, 动力源特性与环境条件( 如: 电压、 频率、 湿度、 温度、 压 力、 振动、 辐射场等) 的稳态及动态变化范围; e ) 引
19、起保护系统中元件损坏或引起保护系统性能下降的误动作、 事故或其他随机事件( 如: 火灾、 爆炸、 飞射物、 雷击、 洪水、 地震、 台风及生物危害等) ; f ) 保护系统最低性能要求: 1 ) 系统准确度; 2 ) 系统响应时间; 3 ) 系统可靠性; 4 ) 在正常工况、 异常工况和事故工况下, 系统应适应被测变量的变化范围和变化率范围。 5安全准则 5 . 1 单一故障准则 保护系统内 单一故障或单次事件及其继发故障不应有损于系统的保护功能。 3 G B / T 4 0 8 3 -2 0 0 5 5 . 2冗余 为了使保护系统满足单一故障准则, 提高反应堆的安全性, 设计中应使用冗余技术
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