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1、ICS27.120.20F 83中华人民共和国国家标准GB/T 127882020代替GB/T 12788-2008核电厂安全级电力系统准则Criteria for class 1E power systems for nuclear power generating stationsXXXX - XX - XX发布XXXX - XX - XX实施GB/T 127882020目次前言II1概述12规范性引用文件13术语和定义24主要设计准则55补充设计准则96监视和试验要求177多机组电厂的考虑198文件19前言本标准按照GB/T 1.12009给出的规则起草。本标准参考IEEE Std 30
2、8-2012核电厂1E级电力系统准则编制。本标准代替GB/T 127882008核电厂安全级电力系统准则，GB/T 127882008相比，主要差异如下：a） 术语和定义增加了“非能动反应堆设计”（见3.18）；b） 修改配图，增加非能动核电厂安全级电力系统示例（见4.2）；c） 增加非能动核电厂安全级电力系统描述（见5.1.1）；d） 增加非能动核电厂直流电力系统设计要求（见5.3.1）；e） 增加非能动核电厂蓄电池充电器设计要求（见5.3.4.3）；f） 部分文字优化及章节格式调整。本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会（SAC/TC 30）提出并归口。本标准起草单位：上海核工程研究设计院
3、有限公司本标准主要起草人：陆佩芳、冯玉萍、马涛、邵俊云、陶果、端木宇翔本标准所替代标准的历次版本发布情况为：GB/T 12788-1991，GB/T 12788-2000，GB/T 12788-2008。20核电厂安全级电力系统准则1 范围本标准规定了核电厂：a）安全级电力系统的主要设计准则和设计措施，这些准则和措施能使安全级电力系统在适用的设计基准事件引起的工况下满足其功能要求；b）安全级电力系统的试验和监督要求；c）多机组核电厂共用的安全级电力系统的准则；d）安全级电力系统的文档要求。本标准适用于单机组和多机组核电厂下列系统和设备的安全级部分：交流电力系统；直流电力系统；仪表和控制（I&C
4、）用电力系统。本标准不适用于优先电源、机组的发电机及其母线、发电机断路器、主（即升压）变压器、厂用变压器、启动（备用）变压器、至核电厂开关站的连接线、开关站、输电线和输电网络（见图1和图2）。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，仅所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。HAF 003-1991 核电厂质量保证安全规定GB/T 131772008 核电厂优先电源GB/T 145462008 核电厂直流电力系统设计推荐实施方法GB/T 136292008 核电厂安全系统中数字计算机的适用准则GB/T
5、127272017 核电厂安全级电气设备鉴定GB/T 52042008 核电厂安全系统定期试验与监测GB/T 92251999 核电厂安全系统可靠性分析一般原则GB/T 136262008 单一故障准则应用于核电厂安全系统GB/T 132862008 核电厂安全级电气设备和电路独立性准则GB/T 127902008 核电厂安全级电气设备和系统文件标识方法GB/T 71631999 核电厂安全系统的可靠性分析要求GB 13284.12008 核电厂安全系统 第1部分：设计准则GB/T 135382017 核电厂安全壳电气贯穿件NB/T 200902012 核电厂安全级电力系统预运行试验要求NB/
6、T 20028.12010 核电厂用蓄电池 第1部分：容量确定NB/T 20028.22010 核电厂用蓄电池 第2部分：安装设计和安装准则NB/T 20028.42010 核电厂用蓄电池 第4部分：维护、试验和更换方法NB/T 204852018RK 核电厂应急柴油发电机组设计和试验要求NB/T 200892012 核电厂安全级电力系统及设备保护准则3 术语和定义3.1 可接受的acceptable经核电厂安全分析证明是符合要求的。3.2 执行装置 actuated equipment用以完成保护动作的原动机和被驱动设备的组合。原动机的例子有汽轮机、电动机和电磁线圈。被驱动设备的例子有泵和阀
7、门。3.3 驱动器 actuation device直接控制执行装置原动力（如电力、压缩空气、液体流等）的部件或一些部件的组合，例如电路断路器、继电器和控制阀。3.4 行政管理 administrative controls规定、命令、指示、程序、政策、习惯做法和指定的权利与职责。3.5 辅助支持设施 auxiliary supporting features为安全系统完成其安全功能提供服务（如冷却、润滑和动力源）的系统或部件。3.6 通道 channel在电厂工况需要时，为产生一个单一保护动作信号所需的一组部件和模块。一个通道在各单一保护动作信号汇合处就丧失了其特征。3.7 安全级（1E级）
8、 class 1E是反应堆或核电厂电气设备和系统的安全分级，这些设备和系统是完成反应堆紧急停堆、安全壳隔离、堆芯冷却以及从安全壳和反应堆排出热量所必需的，或者是防止放射性物质向环境大量排放所必需的。注：安全级是一个功能术语，设备和系统只有在满足上述术语定义中规定的功能时才可定义为安全级。因为功能之外的原因而将系统或设备确定为安全级是不适当的，应加以避免。3.8 设计基准事件 design basis events为了确定构筑物、系统级部件的性能要求，在设计中所采用的假想异常事件。3.9 可探测故障 detectable failures可以通过定期检验发现或通过警报及异常指示揭示的故障。在通道
9、级、序列级或系统级测出的部件故障都是可探测故障。注：可证实但不可探测的故障是用分析来证实的故障，这类故障不能通过维护试验来发现，也不能通过报警或异常指示揭示。 3.10 序列 division某一给定系统或设备组的名称，它们与其他冗余设备组在实体、电气和功能上保持独立。3.11 文档 documentation所有与活动、要求、过程或结果有关的描述、定义、说明、报告、证明等的文字记录或图表资料。3.12 专设安全设施 engineered safety features除反应堆停堆或者正常运行所需设施外，为防止、限制或者缓解放射性物质释放而设置的设施。3.13 执行设施 execute fea
10、tures接到来自监测指令设施的信号后，执行与安全功能直接或间接有关的某一功能的电气和机械设备及其连接部件。执行设施的范围从监测指令设施输出端起，到（并且包括）执行装置与过程的耦合处为止。3.14 独立性independence设备的一种状态，在该状态下，冗余的设备不会因任何单一设计基准事件而同时失效。3.15 隔离装置 isolating device能够防止一部分电路故障导致该电路其余部分或其他电路产生不可接受的影响的装置。3.16 负载组 load group一个序列内由一个共用电源供电的母线、变压器、开关设备和负载的组合。3.17 模块 module由一个确定的装置、仪表或设备的一部分
11、互相连接组合成的一个组件。模块可以被分解成单元，这些单元可用备用单元替代。模块有特定的性能特征，可以作为一个单元来测试。符合上述定义的一个卡件，一个抽出式断路器，或者是大型装置的零部件，都可以称作为模块。3.18 非能动反应堆设计 passive reactor design一种反应堆设计，通过利用流体密度差、热传导、压缩空气或其他自然力来取代使用大型安全级部件用于事故和运行事件响应。3.19 动力源 power sources产生能量或实现能量转换的电气和机械设备以及必要的连接装置。注：本文中动力源即电源。3.20 优先电源 preferred power supply (PPS)在事故和事
12、故后工况下，从输电系统优先给安全级电力系统供电的电源。3.21 可编程数字计算机 programmable digital computer可存储指令，并能够通过内部指令以数据形式执行一系列系统操作的装置。3.22 保护系统 protection system产生用于反应堆停堆系统和专设安全设施的信号的相关的监测指令设施。3.23 保护动作 protective action监测指令设施的信号产生或者是执行设施的设备动作，以实现某一安全功能。3.24 冗余设备或系统 redundant equipment or system两个或两个以上功能相同的设备或系统，其中任何一个都可以执行要求的功能，
13、而与其余设备或系统的状态（正常还是故障）无关。注：冗余可以通过使用相同设备、设备多样性或者功能多样性来实现。3.25 安全级构筑物 safety class structures为保护安全级设备免受设计基准事件影响而设计的构筑物。3.26 安全功能 safety function为了把核电厂参数保持在按设计基准事件确定的可接受的限值内所必需的一种过程或条件（例如：应急负反应性引入、事故后热量排出、应急堆芯冷却、事故后放射性物质清除、安全壳隔离）。注：完成某一安全功能是由反应堆停堆系统和辅助支持系统、或者是由专设安全设施和辅助支持设施、或者是由两者一起完成所有必需的保护动作来实现的。3.27 安
14、全组 safety group完成某一安全功能所必须的一组最少量连接部件、模块和设备的组合。注：一个安全组可以包括一个或多个序列。在设计中，若每个序列都可以实现一个安全功能，每个序列都是一个安全组。然而，由三个50%容量系统分成三个序列的设计中就有三个安全组；三个序列中的任意两个序列工作才能实现安全功能。3.28 安全系统 safety system在设计基准事件中和事件后能保证功能正常的系统，该系统是为了保证：（1）反应堆冷却剂压力边界的完整性，（2）停堆和维持停堆工况的能力，（3）防止和缓解可能导致潜在的厂外泄漏事故后果的能力。3.29 监测指令设施 sense and command f
15、eatures用以产生与安全功能直接或间接有关的信号的电气和机械设备及其连接部件。它的范围从被测量过程变量起到执行设施输入端为止。3.30 重要的 significant通过电厂安全分析证明是重要的。3.31 备用电源 standby power supply当优先电源不可用时，用于供应电力的电源。3.32 机组 unit一个核蒸汽供应系统及其有关的汽轮发电机组、辅助设备和专设安全设施。3.33 验证和确认verification and validation确定对系统或部件的要求是否完整和正确，软件开发周期中的一个给定阶段的产品是否达到在上一阶段确立的需求，在软件开发过程结束时对系统或部件进行评价以确定它是否和软件需求相一致的过程。4 主要设计准则4.1 总则安全级电力系统应设计成能够保证设计基准事件不会引起：a）一些专设安全设施、监视设备或保护系
