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基本信息

GJB 843.11A-2006
潜艇核动力装置设计安全规定 第11部分:保护系统设计准则
Safety code of design for submarine nuclear power plants-Part 11:Design criteria for protection system
2006-12-15
2007-05-01
有效
喻培高;周祖鉴;青先国;
中国核动力研究设计院
中国核工业集团公司
核工业标准化研究所
国防科学技术工业委员会
GJB 832A-2005>舰船系统标准>核动力安全标准(XFL 1540)
潜艇核动力装置;设计安全规定;保护系统设计;反应堆保护系统;保护动作
【范围】 GJB 843 的本部分规定了潜艇核动力装置反应堆保护系统(以下简称“保护系统”)设计应满足的基 本要求。 本部分适用于潜艇核动力装置反应堆保护系统的设计。其它舰船核动力装置反应堆保护系统的设计 可参照使用。
【与前一版的变化】

包含术语

反应堆保护系统:产生那些触发安全驱动器和安全系统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,或减轻超过安全极限后果的系统。它包括从敏感元件到安全驱动器输入端(还可到安全系统 辅助设施的输入端)的所有设备和线路。
紧急停堆系统:反应堆保护系统的一部分。它触发安全驱动器动作,使反应堆快速停堆。
安全降功率系统:反应堆保护系统的一部分。它为了安全目的给出触发信号并按照一定程序有限制地降低反应堆功 率。
专设安全设施驱动系统: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。
安全监测装置:用于反应堆安全的监测装置。它一般包括敏感元件、信号甑别和处理部件,输出电路以及连接电缆。
安全逻辑装置:与一个或多个安全监测装置相连,用来完成预定的逻辑功能,并向一个或多个安全驱动器输出指令 信号的装置。
安全驱动器: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、阀门和泵的控制器等。
安全故障:保护系统内-种增加安全动作几率的故障。
非安全故障:保护系统内-种减少安全动作几率的故障。
误停堆:反应堆运行时无异常状态的自动停堆,它可能是保护系统中一个或多个安全故障引起的。
保护动作整定值:反应堆保护系统中监测变量的给定值,当被监测变量达到此值时,系统触发安全驱动器动作。
运行旁通:由于运行的需要,抑制系统中一部分特定功能的行为和措施。
维修旁通: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几个设备功能的行为和措施。

替代标准

引用文件/被引文件

核电厂安全系统的可靠性分析要求
核电厂安全系统可靠性分析-般原则
核电厂安全系统中数字计算机的适用准则
军用软件开发规范
潜艇核动力装置运行安全规定 潜艇反应堆保护、控制和仪表系统定期试验要求
军用软件测试与评估通用要求
软件可靠性和安全性设计准则
军用软件验证与确认
潜艇核动力装置运行安全规定 第20部分:潜艇反应堆保护、控制和仪表系统定期试验要求

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