书 书 书犐犆犛 ２７ ． １２０ ． ０１ 犆犆犛犉 ８０ 中华人民共和国国家标准 犌犅 ／ 犜 ４１１４３ — ２０２１ 核电厂仪表和控制术语 犌犾狅狊狊犪狉狔狅犳狋犲狉犿狊狅犳犻狀狊狋狉狌犿犲狀狋犪狋犻狅狀犪狀犱犮狅狀狋狉狅犾犳狅狉狀狌犮犾犲犪狉狆狅狑犲狉狆犾犪狀狋狊 　 ２０２１  １２  ３１ 发布 ２０２２  ０７  ０１ 实施 国家市场监督管理总局 国家标准化管理委员会 发布目 　　 次 前言 Ⅰ ………………………………………………………………………………………………………… １ 　 范围 １ ……………………………………………………………………………………………………… ２ 　 规范性引用文件 １ ………………………………………………………………………………………… ３ 　 核电厂的设计与运行 １ …………………………………………………………………………………… ４ 　 仪表和控制的系统与设备 ８ ……………………………………………………………………………… 　 ４．１ 　 仪表和控制系统 ８ …………………………………………………………………………………… 　 ４．２ 　 仪表和控制系统的设备及部件 １０ …………………………………………………………………… 　 ４．３ 　 辐射监测装置 １２ ……………………………………………………………………………………… ５ 　 计算机应用 １３ ……………………………………………………………………………………………… ６ 　 人机接口 １６ ………………………………………………………………………………………………… ７ 　 鉴定和老化管理 １８ ………………………………………………………………………………………… 　 ７．１ 　 设备鉴定 １８ …………………………………………………………………………………………… 　 ７．２ 　 老化管理 ２２ …………………………………………………………………………………………… ８ 　 试验与维护 ２３ ……………………………………………………………………………………………… 　 ８．１ 　 试验 ２３ ………………………………………………………………………………………………… 　 ８．２ 　 维护 ２６ ………………………………………………………………………………………………… 参考文献 ２８ …………………………………………………………………………………………………… 索引 ３０ ………………………………………………………………………………………………………… 犌犅 ／ 犜 ４１１４３ — ２０２１ 前 　　 言 　　 本文件按照 ＧＢ ／ Ｔ１．１ — ２０２０ 《 标准化工作导则 　 第 １ 部分 ： 标准化文件的结构和起草规则 》 的规定起草 。 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提出并归口 。 本文件起草单位 ： 中广核研究院有限公司 、 核工业标准化研究所 。 本文件主要起草人 ： 周舟 、 杨杰伟 、 焦丽玲 、 杜建 、 梁雪元 、 何文凯 、 吴涛 、 罗定南 、 李东奕 、 熊国华 、 李剑波 、 张伟 、 翁文庆 、 王利 、 李德睿 、 赵友有 。 Ⅰ 犌犅 ／ 犜 ４１１４３ — ２０２１ 核电厂仪表和控制术语 １ 　 范围 本文件界定了核电厂仪表和控制 （ Ｉ＆Ｃ ） 相关的常用术语和定义 。 本文件适用于核电厂相关的各项活动 ， 其他核设施可参照使用 。 ２ 　 规范性引用文件 本文件没有规范性引用文件 。 ３ 　 核电厂的设计与运行 ３ ． １ 运行状态 　 狅狆犲狉犪狋犻狅狀犪犾狊狋犪狋犲狊 正常运行和预计运行事件两类状态的统称 。 ３ ． ２ 正常运行 　 狀狅狉犿犪犾狅狆犲狉犪狋犻狅狀 核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行 。 ３ ． ３ 设计基准 　 犱犲狊犻犵狀犫犪狊犻狊 在进行一个设施的构筑物 、 系统 、 部件和设备设计时 ， 根据已确立的准则充分考虑的各种工况和事件的范围 ， 以便该设施经受住这些工况和事件而不超过管理限值 。 ３ ． ４ 假设始发事件 　 狆狅狊狋狌犾犪狋犲犱犻狀犻狋犻犪狋犻狀犵犲狏犲狀狋 ； 犘犐犈 设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的假设事件 。 ３ ． ５ 预计运行事件 　 犪狀狋犻犮犻狆犪狋犲犱狅狆犲狉犪狋犻狅狀犪犾狅犮犮狌狉狉犲狀犮犲 ； 犃犗犗 在核动力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 。 ３ ． ６ 设计基准事件 　 犱犲狊犻犵狀犫犪狊犻狊犲狏犲狀狋 ； 犇犅犈 为确定构筑物 、 系统或部件可接受的性能要求 ， 在设计中采用的假设始发事件 。 ３ ． ７ 设计基准事故 　 犱犲狊犻犵狀犫犪狊犻狊犪犮犮犻犱犲狀狋 ； 犇犅犃 导致核动力厂事故工况的假设事故 。 　　 注 １ ： 该核动力厂是按确定的设计准则和保守的方法来设计的 。 　　 注 ２ ： 这些事故的放射性物质释放在可接受限值以内 。 ３ ． ８ 设计扩展工况 　 犱犲狊犻犵狀犲狓狋犲狀狊犻狅狀犮狅狀犱犻狋犻狅狀狊 ； 犇犈犆 在设计过程中按最佳估算方法加以考虑且不在设计基准事故考虑范围的事故工况 。 １ 犌犅 ／ 犜 ４１１４３ — ２０２１ 　　 注 １ ： 设计扩展工况的放射性物质释放在可接受限值以内 。 　　 注 ２ ： 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 。 ３ ． ９ 安全状态 　 狊犪犳犲狊狋犪狋犲 核动力厂在发生预计运行事件或事故工况后 ， 反应堆处于次临界 ， 并能够保证基本安全功能且长期保持稳定的状态 。 ３ ． １０ 事故工况 　 犪犮犮犻犱犲狀狋犮狅狀犱犻狋犻狅狀狊 偏离正常运行 ， 比预计运行事件发生频率低但更严重的工况 。 　　 注 ： 事故工况包括设计基准事故和设计扩展工况 。 ３ ． １１ 严重事故 　 狊犲狏犲狉犲犪犮犮犻犱犲狀狋狊 ； 犛犃 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 。 ３ ． １２ 事故管理 　 犪犮犮犻犱犲狀狋犿犪狀犪犵犲犿犲狀狋 在超设计基准事故发展过程中所采取的一系列行动 ： ａ ） 　 防止事件升级为严重事故 ； ｂ ） 　 减轻严重事故的后果 ； ｃ ） 　 实现长期稳定的安全状态 。 　　 注 １ ： 为了减轻严重事故后果的事故管理也称严重事故管理 。 　　 注 ２ ： 超设计基准事故是指假定的比设计基准事故的事故工况更为严重的事故 。 ３ ． １３ 全厂断电 　 狊狋犪狋犻狅狀犫犾犪犮犽狅狌狋 ； 犛犅犗 核电厂内给重要和非重要的配电装置母线供电的交流电源全部失去 ， 但未失去由厂内蓄电池通过逆变装置送到母线的交流电源或替代交流电源的一种假设始发事件 。 　　 注 ： 重要和非重要的配电装置母线供电的交流电源全部失去 ， 即失去厂外电源同时汽轮机脱扣和厂内应急交流电 源故障 。 ３ ． １４ 纵深防御 　 犱犲犳犲狀犮犲犻狀犱犲狆狋犺 为预防事故 、 缓解事故后果或保证在预防失效时有适当的保护而设置一系列的防御层次 。 　　 注 ： 防御层次包括固有设施 、 设备和规程 。 ３ ． １５ 安全分析 　 狊犪犳犲狋狔犪狀犪犾狔狊犻狊 对与某个设施的运行或某种活动行为有关的潜在危害进行的评价 。 　　 注 ： 安全分析经常与安全评定不区分 。 当需要区分时 ， 安全分析用于表示对安全的研究 ， 而安全评定则表示对安全 的评价 ， 例如评价危害程度 ， 评价安全措施的性能以及判断其是否适当 ， 或者量化设施或活动的总体放射性影响或安全性 。 ３ ． １６ 安全功能 　 狊犪犳犲狋狔犳狌狀犮狋犻狅狀 为了保证设施或活动能够预防和缓解核动力厂正常运行 、 预计运行瞬态和事故工况下的放射性后果 ， 保证核安全而必须完成的特定功能 。 ３ ． １７ 限值 　 犾犻犿犻狋 在某些特定活动或事件下使用的不允许超过的量值 。 ２ 犌犅 ／ 犜 ４１１４３ — ２０２１ ３ ． １８ 分析限值 　 犪狀犪犾狔狋犻犮犪犾犾犻犿犻狋 为了保证不超过安全限值 ， 通过安全分析确定的一个可测的或导出的变量限值 。 　　 注 ： 分析限值与安全限值之间的裕度一般考虑仪表通道的响应时间和所考虑事故的瞬态范围 。 ３ ． １９ 安全限值 　 狊犪犳犲狋狔犾犻犿犻狋 为保证核电厂的安全运行而对运行参数规定的限值 。 ３ ． ２０ 安全系统整定值 　 狊犪犳犲狋狔狊狔狊狋犲犿狊犲狋狆狅犻狀狋 为防止出现超过安全限值的状态 ， 在发生预计运行事件或设计基准事故时启动有关自动保护装置的触发点 。 ３ ． ２１ 管理限值 　 犪狌狋犺狅狉犻狕犲犱犾犻犿犻狋 由监管机构确定或正式接受的某一可测的或导出参数的限值 。 ３ ． ２２ 安全联锁 　 狊犪犳犲狋狔犻狀狋犲狉犾狅犮犽 仅当规定条件存在时才容许进行某些影响反应堆安全操作的一种安全功能 。 ３ ． ２３ 可接受的限值 　 犪犮犮犲狆狋犪犫犾犲犾犻犿犻狋 经电厂安全分析已证明是满足要求的限值 。 ３ ． ２４ 允许限值 　 犪犾犾狅狑犪犫犾犲犾犻犿犻狋 用于仪表定期试验和监督的限值 。 　　 注 １ ： 超出允许限值将采取适当的纠正措施 。 　　 注 ２ ： 允许限值和触发整定值之间的裕度包括仪表校准的不确定度 、 仪表漂移和误差 。 ３ ． ２５ 运行