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紧急停堆系统

标准号:GJB 843.11A-2006   标准名称: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       2006-12-15

基本信息

【名称】 紧急停堆系统
【英文名称】 reactor trip system
【定义】 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。

同源术语

·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。
·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。

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