收藏 分享(赏)

核反应堆保护系统安全准则 GBT 4083-2005.pdf

上传人:g****t 文档编号:2451470 上传时间:2023-06-24 格式:PDF 页数:12 大小:2.13MB
下载 相关 举报
核反应堆保护系统安全准则 GBT 4083-2005.pdf_第1页
第1页 / 共12页
核反应堆保护系统安全准则 GBT 4083-2005.pdf_第2页
第2页 / 共12页
核反应堆保护系统安全准则 GBT 4083-2005.pdf_第3页
第3页 / 共12页
核反应堆保护系统安全准则 GBT 4083-2005.pdf_第4页
第4页 / 共12页
核反应堆保护系统安全准则 GBT 4083-2005.pdf_第5页
第5页 / 共12页
核反应堆保护系统安全准则 GBT 4083-2005.pdf_第6页
第6页 / 共12页
亲,该文档总共12页,到这儿已超出免费预览范围,如果喜欢就下载吧!
资源描述

1、GB/T4083-2005目次前言川】范围2规范性引用文件13术语和定义14设计基淮35安全淮则36基于计算机系统的补充要求6GB/T4083-2005前言本标准是对GB/T4083一1983核反应准保护系统安全准则的修订,编写方法和格式符合GB/T1.1一2000的要求,本标准与GB/T4083一1983相比主要变化如下:a)增加了前言:b)原“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;)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

2、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”、“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。)“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“试险与校准能力”: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

3、”:4)原“识别”改为“标识”:5)增加了“与其他系统的相互作用”、“接近控制”、“人因工程考虑”。)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推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。g)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:GB/T4083一1983。GB/T4083-2005核反应堆保护系统安全准则1范围本标准规定了核

4、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推保护系统。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(不包括拗误的内容)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/T5204核电厂安全系统定期试验与监测(GB/T5204一1994,neq ANSI/IEEE338:1987)GB/T5963反应堆保护系统的隔高准则(GB/T5963一1995,eqv IEC60709:1981)GB/T7163核电厂安全系统

5、的可靠性分析要求(GB/T7163一1999,eqv IEEE Std577:1976)GB/T8993核仪器环境条件与试验方法GB/T9225核电厂安全系统可靠性分析一般原则(GB/T9225一1999,eqv ANSI/IEEE Std352:1987)GB/T11684核仪器电磁环境条件与试验方法GB/T12505计算机软件配置管理计划规范GB/T12727核电厂安全系统电气设备质量鉴定GB13284一1998核电厂安全系统准则(eqv IEEE Std603:1991)GB/T13625核电厂安全系统电气设备抗震鉴定(GB/T13625一1992,eqv IEC60980:1988)G

6、B/T13629一1998核电厂安全系统中数字计算机的适用准则(qv IEEE Std7-4.3.2:1993)EU/T529一1990用于核电厂安全重要系统数字计算机(av IEC60987:1989)E/T79?人因工程原则在核电厂系统、设备和设施中的应用E/T1058一1998核电厂安全系统计算机软件(qy IEC60880:1986)HAD102/10(1988)核电厂保护系统及有关设施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reactor protection system产生那些触发安全驱动器和安全系统支特(铺助)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,或诚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reactor trip system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。1

展开阅读全文
相关资源
猜你喜欢
相关搜索

当前位置:首页 > 专业资料 > 生产制造

copyright@ 2008-2023 wnwk.com网站版权所有

经营许可证编号:浙ICP备2024059924号-2