核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则

基础信息

标准简介

NB/T 20254-2013.Criteria for nuclear power plant reactor coolant system leakage detection. 1范围 NB/T 20254规定了压水堆核电厂反应堆冷却剂泄漏探测系统设计的基本要求、探测泄漏流所需仪表的要求和探测泄漏流的方法，以及区别允许泄漏流和异常泄漏流的方法。 NB/T 20254适用于压水堆核电厂反应堆冷却剂泄漏探测系统的设计、审查和运行。 2规范性引用文件 下列文件对于本标准的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件,仅所注日期的版本适用于本标准。凡是不注8期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。 GB/T 4960.6- 2008 核科学技术术语第6部分: 核仪器仪表 GB/T 13625核电厂 安全系统电气设备抗震鉴定 GB/T 13632监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求 GB/T 15474核电厂 安全重要仪表和控制功能分类 NB/T 20071核电厂安 全重要仪表和控制系统的供电要求 3术语和定义 GB/T 4960.6- -2008中 界定的以及下列术语和定义适用于本文件。 3.1泄漏流leakage 通过泄漏的流体。 3.2异常泄漏流abnormal leakage 来自反应堆冷却剂系统及其有关系统的超过安全规定允许值的泄漏流。 3.3允许泄漏流al lowable leakage 电厂运行和安全规定的允许泄漏流值,超过此值时电厂应改变或中止运行，以执行纠正动作将泄漏流降低到允许值. 3.4泄漏率leakage rate 以标准状态(温度为20℃，压力为100kPa)下单位时间内的国际单位制体积单位表示的泄漏量。 3.5反应堆冷却剂系统压力边界(RCPB)reactor cool ant system pressure boundary (RCPB) 在运行温度和压力下包容反应堆冷却剂同时用于包容放射性物质的边界。

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