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REN310型立柱式輻射監測系統，主要用于放射性監測場所的行人或行包通過的監測系統，采用大體積的閃爍體探測器作為探測器，具有體積小，便于攜帶，靈敏度高，誤差小的特點，適用與核應急等特殊的放射性檢測場合。該系統主要由安裝在現場的立柱和遠程計算機系統組成。立柱內置的
放射工作人員個人劑量委托監測服務
依據《GB18871-2002電離輻射防護與輻射源安全基本標準》和《GBZ128-2002職業性外照射個人監測規范》的要求，以熱釋光個人劑量計作為監測手段，為放射工作人員提供個人劑量委托監測服務，并為企業或衛生行政部
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REN200A型X、γ輻射個人劑量當量HP(10)監測儀（簡稱：個人劑量報警儀）內置高靈敏度蓋格計數管為探測器，主要用來監測各種放射性工作場所的X、γ以及硬β射線的輻射，具有響應快，測量范圍寬的特點。能顯示工作場所的劑量當量率和累積劑量，更換電池時，日期及累積數據能永久保存。可選配RenRiPers
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REN300A在線輻射安全報警儀是一種新型的x-γ輻射連續監測報警裝置，它采用特殊設計的前置放大電路，具有靈敏度高、操作方便、自動顯示和超閾值報警等特點，能實時給出xγ輻射劑量率；儀器內置海量數據存儲功能，能存儲10年的歷史數據且標配提供強大的RenLocal輻射監測數據分析軟件。考慮
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核電廠安全系統準則(GB/T 13629-92)
2005/10/1 20:54:00
| 發布時間:1992-8-29 |
| 1 主題內容與適用范圍 本標準規定了核電廠安全系統(動力源、儀表和控制部分)最低限度的功能和設計要求。為了滿足本標準的規定，也對安全系統其他部分提出了接口要求。 本標準適用于為減輕設計基準事件后果，保護公眾健康和安全所需要的那些系統，而不適用于為了保護整個核電廠安全所需的所有與安全有關系統、構筑物和設備，如防火系統。 圖1用3×3矩陣的形式說明本標準的范圍，矩陣頂部的名稱說明安全系統可以分為監測指令設施、執行設施和動力源三個基本單元，它們代表為很多獨立的安全功能提供類似功能特性的一組設備。矩陣左邊的名稱說明安全系統可以分為反應堆停堆系統和專設安全設施、輔助支持設施及其他輔助設施三個工作單元。從圖1可以看出，每個工作單元對應的一行，可以構成一個系統。 圖1同時給出了矩陣每一部分典型設備的例子，可以看出某些部件根據其用途可能屬于幾個部分。 圖1 表示安全系統的3×3矩陣 2 引用標準 GB 13284 核電廠安全系統設計基準 GB 7163 核反應堆保護系統的可靠性分析要求 GB 9225 核反應堆保護系統可靠性分析一般原則 GB 12727 核電廠安全系統電氣物項質量鑒定 GB 5963 反應堆保護系統內部隔離 GB 5204 核反應堆保護系統的定期試驗與監測 GB 13286 核電廠安全級電氣設備和電路獨立性準則 GB 13626 單一故障準則應用于核電廠安全級電氣系統 GB 12790 核電廠安全級電氣設備和系統文件標識方法 GB 4083 核反應堆保護系統安全準則 GB 12788 核電廠安全級電力系統準則 EJ 574 核電廠安全級控制儀表盤(屏)和機架設計與鑒定 注： ① 本標準和GB 4083中的保護系統是指反應堆停堆系統和專設安全設施的監測指令設施。 ② 根據定義，動力源屬于輔助支持設施或其他輔助設施。 ③ 如果觀察矩陣的一行，可以看到一個工作單元可組成一個系統，如廠用水系統。如果觀察整個一列，該列基本單元表示一組為完成很多獨立安全功能提供類似功能特性的裝置(如敏感元件)。 ④ 每一個工作單元包括一個或幾個基本單元，但每一工作單元不一定包含所有基本單元。 ⑤ 某一基本單元所用的設備不一定僅用于一個工作單元。 ⑥ 矩陣中所列物項僅是所在處代表性的例子。 3 術語 3.1 可接受的 acceptable 通過核電廠安全分析證明是適宜的。 3.2 執行裝置 actuated equipment 用以完成一個安全動作的原動機和被驅動設備的組合。 注： 原動機的例子有汽輪機、電動機和電磁線圈。被驅動設備的例子有控制棒、泵和閥門。 3.3 驅動器 actuation device 一個直接控制執行裝置動力(電、壓縮空氣和有壓液體等)的部件或組件，例如斷路器、繼電器和控制閥。 3.4 行政管理 administrative controls 指規則、命令、指示、程度、政策、習慣作法和指定的權利與職責。 3.5 輔助支持設施 auxiliary supporting features 為安全系統完成其安全功能提供服務(如冷卻、潤滑和動力)的系統或部件。 3.6 安全級 class 1E 它是反應堆、核電廠電氣設備和系統的安全級別。它們是完成反應堆緊急停堆、安全殼隔離、堆芯冷卻以及從安全殼和反應堆排出熱量所必需的或者是防止放射性物質向環境大量排放所必需的。 3.7 設計基準事件 design basis events 為確定系統和構筑物的性能要求，在設計中采用的假想事件。 3.8 可探測故障 detectable failures 可以通過定期檢驗發現的故障，或通過報警或異常指示揭示的故障。在通道級或系統級測出的元、部件故障都是可探測故障。 注： 可判別但不可探測的故障是用分析來判斷的故障，這類故障不能通過定期檢驗來發現，也不能通過報警或異常指示來指示。 3.9 序列 division 某一給定系統或設備組的名稱，它們能同其他冗余設備組在實體、電氣和功能上保持獨立。 3.10 執行設施 execute features 接到來自監測指令設施的信號后，執行與安全功能直接或間接有關的某一功能的電氣和機械設備及其連接件。執行設施的范圍是從監測指令設施的輸出端到(并且包括)執行裝置與過程的耦合處。 注： 在某些情況下，安全動作可由直接對過程工況作出響應的執行設施(例如止回閥、自力式壓力卸壓閥)完成。 3.11 動力源 power sources 為產生或轉換動力所必須的電氣和機械設備及其連接件。 3.12 冗余設備或系統 redandant equipment or system 重復另一設備或系統必要功能達到如下程序的設備或系統，不管前者是處于工作還是故障狀態，后者均能完成要求的功能。冗余可利用相同設備、設備的多樣性或功能的多樣性來實現。 3.13 保護動作protective action 引起某個特定的安全驅動器動作的保護系統動作。 3.14 安全功能safety function 為了把核電廠參數保持在設計基準事件確定的可接受的限值內所必需的某個過程或狀態(例如應急負反應性引入、事故后熱量排出、應急堆芯冷卻、事故后放射性物質清除和安全殼隔離)。 注： 一個安全功能的完成是通過反應堆停堆系統和輔助支持設施完成所有必需的保護動作來實現，或者通過專設安全設施和輔助支持設施完成所有必需的保護動作來實現，或者由兩者共同實現。 3.15 安全組 safety group 某一具體假定突發事件發生時，完成所要求動作的全部設備，以保證不會超過在設計依據中對該事件的規定限值。 3.16 安全系統 safety system 與安全有重要關系的系統，用于在任何工況下保證反應堆安全停堆、從堆芯排出熱量或限制預計運行事件和事故工況的后果。 3.17 監測指令設施 sense and command features 產生和安全功能直接或間接有關信號的電氣和機械設備及其連接件，其范圍是從被測過程變量開始，到執行設施輸入端為止。 4 安全系統設計基準 對核電廠每個安全系統的設計必須規定具體的基準。設計基準也必須有助于確定安全系統，包括其設計變化的適用程度。 設計基準必須按GB 13284的要求編制，最少要包括下列內容： 4.1 適用于核電廠每種運行方式和初始狀態的設計基準事件及對應每個基準事件的核電廠工況的允許限值。 4.2 對應每個設計基準事件的安全功能和執行設施的相應保護動作。 4.3 對所提供的每種運行旁通功能的允許條件。 4.4 對4.2條規定的每個保護動作，要給出如下數據： 4.4.1 用手動、自動或兩者相結合的方法控制每一安全動作需要監測的變量、變量組合或兩者的結合；它們的變化范圍(包括正常、異常和事故工況)以及它們能保證正確完成保護動作的變化率。 4.4.2 適用于每一被測變量或變量組合的安全限值(見圖2中曲線A)。 4.4.3 對4.7和4.8條所述情況適當組合下的最低性能要求包括：每種變量或變量組合整定點的允許值(圖2中曲線B)；由于儀表的不精確性、校準的不確定性和誤差而需給出的增量(圖2中增量C)；和在核電廠安全分析中確定整定點的允許值所用的安全系統總響應時間。必須提供依據以證明由于儀表的不精確性、校準的不確定性，誤差和時間響應所用的假定值是可以接受的和合理的。 4.4.4 為考慮各次校準和驗證試驗之間時間間隔內的漂移而給出整定點的允許整定值和保護動作整定值(圖2中曲線D)之間的增量(圖2中增量E)。必須有根據證明對儀器漂移所用的假定值是可以接受的和合理的。 注： 圖2中A、B、C、D、E的含義是： A： 安全限值——表示安全狀態的限值。 B： 整定點的允許值——表示在任何時候都可能存在的限制性最少的整定值。 C： 考慮校準誤差、儀表精確度和瞬態超調量的容差(它可能是變量x或變量y或兩者的函數)。 D： 保護動作整定值——是名義整定值，設置在此值時可確保漂移不會使整定值超過整定點的允許值B。 E：考慮儀器和整定值漂移的容差(它可能是變量x或變量y或兩者的函數)。 4.5 對于4.2條規定的保護動作，可以手動觸發或觸發后能用手動控制的最低限度判據如下： a. 允許手動控制的時刻和核電廠工況； b. 允許只用手動觸發或觸發后只用手動控制的理由； c. 操縱員必須在正常、異常和事故工況期間進行手動操作的環境條件范圍； d. 為了便于手動操作，必須為操縱員顯示4.4.1條所述的變量。 4.6 4.4.1條中所述空間相關變量(即在某特定區域內變量是位置的函數)，為保護而需要的敏感元件的最小數目和位置。 4.7 在安全系統必須一直工作的正常、異常和事故工況期間，動力和控制電源以及環境條件(如電壓、頻率、輻射、溫度、濕度、壓力和振動)的瞬態和穩態范圍。 4.8 可能會引起安全系統功能降低的情況(如飛射物、管道破裂、火災、失去通風、消防系統誤動作、操縱員差錯、非安全相關系統的故障)，以及針對這些情況為保持安全系統完成安全功能的能力而必須采取的預防措施。 4.9 證明安全系統設計的可靠性適合于每個安全功能，以及安全系統可靠性設計的定性或定量目標。 4.10 設計基準事件發生后的關鍵時刻或核電廠工況，包括： a. 必須觸發安全系統保護動作的時刻或核電廠工況； b. 限定正確完成安全功能的時刻或核電廠工況。 4.11 妨礙安全系統完成其安全功能的設備保護措施。 5 安全系統準則 安全系統必須精確、可靠地把核電廠參數保持在對每個設計基準事件規定的可接受的限值之內。每個安全系統都由一個以上安全組組成，其中任何一個安全組都必須能夠完成該系統的安全功能。 5.1 單一故障準則 出現下列情況時，安全系統必須完成設計基準事件需要的全部安全功能： a. 安全系統內任何單一可探測故障及同時發生的所有可證實但不可探測的故障； b. 由單一故障引起的所有故障； c. 導致需要安全功能的設計基準事件或由這種事件引起的所有故障和系統誤動作。 單一故障準則適用于安全系統，不管它的控制是手動的還是自動的，見GB 13626的規定。 這個準則不要求在安全組內使用符合邏輯(或多通道)，但可能其他標準要求，或者為使核電廠的可用性或可靠性達到最高而采用符合邏輯。 某些流體系統中的故障可不遵守單一故障準則。 可用安全系統概率估算證明使用單一故障準則時無需考慮不可信事件和某些假想故障，但不能用來代替單一故障準則。概率風險估算的方法見GB 7163和GB 9225。 如果證明符合單一故障準則的設計可能不滿足4.9條規定的所有可靠性要求，就必須進行安全系統的概率估算，這種估算不能僅限于考慮單一故障。如果估算表明不滿足設計基準的要求，則必須改進設計或進行修改，以保證系統滿足規定的可靠性要求。 5.2 安全動作的完成 安全系統必須設計成一旦被自動或手動觸發，執行設施就能按預定順序完成全部安全動作。要把安全系統恢復到正常狀態，必須要操縱員有意識地操作才能實現。這一要求不能妨礙使用設計基準4.11條指出的設備保護措施或4.5條中指出的操縱員有意識干預的規定。單個通道不要求自保持。 5.3 質量 元件和組件的質量必須符合維修最少和故障率低的要求。安全系統的設備必須按預定的質量保證大綱進行設計、制造、檢查、安裝、試驗運行和維修。對確定了定性或定量可靠性指標的系統，必須進行適當的設計分析，以證明滿足給定的指標。GB 7163和GB 9225對此作了規定。 5.4 設備質量鑒定 必須用型式檢驗，以往的運行經驗、分析或這三種方法的任意組合，對安全系統設備進行質量鑒定，證實它能滿足設計基準規定的性能要求。安全系統電氣設備的質量鑒定必須滿足GB 12727的要求。 5.5 系統的完整性 安全系統必須設計成能在設計基準中列舉的所有使用條件下完成它們的安全功能。 5.6 獨立性 5.6.1 安全系統冗余部分之間的獨立性 提供某安全功能的安全系統各冗余部分必須彼此獨立且實體分隔，以達到在需要這一安全功能的設計基準事件期間或事件發生后，保持完成該安全功能的能力。 5.6.2 安全系統與設計基準事件影響之間的獨立性 為減輕某特定設計基準事件后果所需的安全系統設備，必須在一定程度上不受該設計基準事件的影響且實體分隔，以達到必須保持滿足本標準要求的能力。按5.4條進行設備質量鑒定是滿足這一要求的一種可用方法。 5.6.3 安全系統與其他系統間的獨立性 安全系統的設計，必須在其他系統存在設計基準4.8條所列的可信故障和后續動作時，不妨礙安全系統滿足本標準的要求。 5.6.3.1 相互連接的設備 a. 分級：用于安全和非安全兩種功能的設備必須劃歸安全系統。用于形成安全系統邊界的隔離裝置，必須劃歸安全系統； b. 隔離：在隔離裝置非安全級側的任何可信故障，不得妨礙安全系統任何部分在需要相應安全功能的設計基準事件發生期間或之后，滿足其最低性能要求。隔離設備的故障必須和安全系統中其他設備故障一樣進行評價。 5.6.3.2 鄰近的設備 a. 分隔：實體上靠近安全系統設備，但既不是相關電路也不是另一安全級電路其他系統的設備，必須與安全系統的設備實體分隔，以便在非安全設備故障事件中，能保證安全系統完成其安全功能。實體分隔可以利用實際屏障或可以接受的分隔距離來實現。安全級電氣設備的分隔必須滿足GB 13286的要求； b. 屏障：用來形成安全系統邊界的屏障，在設計基準4.7和4.8條規定的條件下必須滿足5.3、5.4和5.5條的要求。 5.6.3.3 單一隨機故障的影響 當非安全系統中的單一隨機故障可能引起一設計基準事件，并妨礙對這一事件進行保護的安全系統的一部分的正確動作時，安全系統的其余部分(即使因為任何另外的單一故障引起性能下降)也必須有完成這個安全功能的能力。GB 13626給出這一要求的指導。 5.6.4 詳細準則 見GB 5963和GB 13286。 5.7 試驗和校準能力 必須在保持安全系統完成其安全功能能力的同時，提供對安全系統設備進行試驗和校準的能力。在功率運行期間必須保持這種能力，并且必須盡可能接近實際地再現出安全功能的特性。安全系統電氣設備的試驗必須符合GB 5204的要求。在不提供試驗和校準能力也不會對核電廠安全或運行產生有害影響的情況下，允許在功率運行期間不進行試驗和校準，在這種情況下： a. 要提出正當理由(例如：證明不存在切實可行的設計方案)； b. 必須另外證明設備運行具有可接受的可靠性； c. 在電廠停止運行時，必須提供試驗和校準能力。 5.8 信息顯示 5.8.1 手動控制動作的顯示 為安全系統完成其安全功能所需要的手動動作(這些動作沒有自動控制)提供的顯示儀表是安全系統的一部分，并且必須滿足對核電廠事故監測儀表的要求。這種儀表的設計必須盡量避免給出可能使操縱員誤解的模棱兩可的指示。 5.8.2 系統狀態顯示 顯示儀表必須提供有關安全系統狀態的準確、完整和及時的信息。這些信息必須包括監測指令設施和執行設施保護動作的顯示和識別。設計必須盡量避免給出可能使操縱員誤解的模棱兩可的顯示。顯示安全系統狀態的儀表不必是安全系統的一部分。 5.8.3 旁通的顯示 如果安全系統某個部分的安全動作由于運行旁通以外的目的而被旁通或處于不工作狀態，在控制室就必須連續顯示每一個受影響的安全組的情況。 5.8.3.1 這種顯示儀表不必是安全系統的一部分。 5.8.3.2 如果旁通和不工作狀況預期出現頻率大于每年一次，并且預期在要求受影響的系統工作時出現，則這種顯示必須能自動啟動。 5.8.3.3 在控制室內必須有手動觸發這種顯示的能力。 5.8.4 位置 信息顯示裝置必須放在操縱員能夠接近的地方。為手動控制的保護動作提供的信息顯示，必須能在進行操作的控制設備處看得見。 5.9 接近管理 安全系統的設計必須能對接近安全系統設備實施行政管理，行政管理必須通過在安全系統內部采取措施，或在核電廠設計中采取措施或兩者的結合來保證。 5.10 維修 安全系統必須設計成易于對不正常的設備及時識別、定位、更換、修理和調整。 5.11 標識 為了保證本標準提出的要求能應用于核電廠的設計、建造、維修和運行等各個階段，必須滿足下列要求： a. 必須按照GB 13286和EJ 574的要求，對安全系統每個冗余部分的設備作清楚的標識； b. 安裝在已清楚標識的安全系統某一冗余部分的設備或裝置內的元件或組件，本身不再要求標識； c. 安全系統設備的標志必須與設備上為了另外目的而設置的標志(如防火設備的標志、動力電纜的相位標志)分辨開； d. 安全系統設備及其各部分功能的標識不得要求頻繁使用參考資料； e. 有關文件必須按GB 12790的要求清楚地加以標識。 5.12 輔助支持設施 5.12.1 輔助支持設施完成安全系統執行其安全功能時需要的功能，并且必須滿足本標準的所有要求。 5.12.2 其他輔助設施執行的不是安全系統完成其安全功能時需要的功能，由于相連(即沒有與安全系統隔離)而成為安全系統的一部分，其設計必須滿足這樣一些準則，這些準則是保證這些部件、設備和系統不使安全系統的性能降低到可接受的水平以下所必需的。其他輔助設施的例子見圖1和附錄A(參考件)。 6 監測指令設施的功能和設計要求 除了第5章提出的功能和設計要求以外，監測指令設施還必須滿足以下要求。 6.1 自動控制 除了4.5條判定的情況以外，對所有保護動作都必須提供自動觸發和控制的手段，安全系統的設計必須使得操縱員在每一設計基準事件發生后，在4.5條規定的時刻和電廠工況之前不需要采取任何操作。安全系統設計者在選擇方案時，也可以提供自動觸發和控制4.5條中那些保護動作的手段。 6.2 手動控制 6.2.1 必須在控制室對序列級自動觸發的保護動作提供手動觸發的手段。手動方法必須把操縱員的單個操作次數減到最少，并且必須在符合5.6.1條要求的前提下，依靠最少的設備工作。 6.2.2 必須在控制室對4.5條規定的、在6.1條中又未被選作自動控制的保護動作提供進行手動觸發和控制的方法。為這些動作提供的顯示必須符合5.8.1條的要求。 6.2.3 必須提供在完成4.10條規定的安全動作以后保持安全狀態所必需的手動操作方法。給操縱員提供的信息，要求操縱員的動作以及有關的顯示與控制設備的數量和位置，必須與完成操作的時間和可參與操作的合格的操縱員的數目相適應。這樣的顯示和控制設備必須安裝在操縱員可以接近的地方和對操縱員合適的環境中，并且其布置要適合操縱員的監視和操作。 6.3 監測指令設施與其他系統之間的相互作用 6.3.1 單一可信事件及其直接和間接的結果可能引起一個非安全系統的動作，這一動作造成某種需要保護動作的工況，而同時又可能妨礙對這種工況提供主要保護的那些監測指令設施的保護動作，對此必須滿足下述要求中的任一條。 6.3.1.1 必須提供不受同一單一事件故障后果影響的另外的通道來探測該事件，并把該事件的后果限制在設計基準規定的限值之內。另外的通道必須從下述通道中選擇： a. 監測一組與主通道不同變量的通道； b. 使用與主通道不同的設備探測同一變量的通道； c. 使用與主通道不同的設備，監測與主通道不同的一組變量的通道。 主通道和另外的通道都是監測指令設施的一部分。 6.3.1.2 必須提供不受同一單一可信事件所引起的故障影響的設備來探測該事件，并把事件的后果限制在設計基準規定的限值之內。這樣的設備應視為安全系統的一部分。 圖3是6.3.1條的圖解。 6.3.2 必須制定一些措施，以便在一個通道處于維修旁通狀態時能同時滿足6.3.1條和6.7條的要求，這些措施包括降低所要求的符合度，使取自冗余通道的非安全系統信號失效，或自被旁通的通道觸發一個保護動作。 6.4 系統輸入的引入 在實際可行的范圍內，監測指令設施的輸入必須是變量的直接測量信號，這些變量是在設計基準中規定的。 6.5 試驗和校準能力 6.5.1 在反應堆運行期間，必須提供具有高置信度的手段，檢查安全功能需要的每個監測指令設施輸入敏感元件的可運行性。這一要求可以有多種方法來實現，例如： a. 擾動被測變量； |
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產品描述：本報警儀由REN300在線輻射安全報警儀和REN-3He-N中子探頭和REN-NaI30伽瑪探頭組成。該輻射報警裝置是采用特殊設計的前置放大電路，具有靈敏度高、操作方便、自動顯示、數據存儲和超閾值報警等特點，能實時給出x射線、γ射線、中子射線的輻射劑量率。考慮到現場操作、應急快速響應的需要，主機安裝
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