NB/T 20254-2013
基本信息
标准号： NB/T 20254-2013
中文名称：核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则
标准类别：能源标准(NB)
标准状态：现行
出版语种：简体中文
下载格式：.zip .pdf
下载大小：5944113
标准分类号
关联标准
出版信息
相关单位信息
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。
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。
标准图片预览
标准内容
ICS27.120.20
备案号：41485-2013
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20254—2013
代替EJ/T889-1994，EJ/T668-1992核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则Criteria for nuclear power plant reactor coolant system leakage detection2013-06-08发布
国家能源局
2013-10-01实施
规范性引用文件。
术语和定义.
泄漏流分类和泄漏源.
设计和试验的一般要求.
泄漏探测仪表的具体要求，
系统可运行性要求.
参考文献
表1泄漏探测仪表能力摘要
NB/T202542013
............
NB/T202542013
本标准按照GB/T11一2009给出的规则起草。本标准代替EJ/T889-1994《压水堆冷却剂系统泄漏探测仪表—般要求》和EJ/T668-1992《压水堆核电厂反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统设计准则》。本标准以EJ/T889一1994为主，整合了EJ/T668一1992的部分内容，并参考美国NRC管理导则RG1.45-2008《Guidanceonmonitoringandrespondingtoreactorcoolantsystemleakage》中的相关要求。与EJ/T889一1994相比，除编辑性修改外主要技术变化如下
-增加标题对应的英文标题；
增加了术语“反应堆冷却剂压力边界（RCPB）、RCPB泄漏和准确度”及其定义：增加了RCPB泄漏流的来源说明：修改了泄漏源的分类方法，删除了“可能的可确定泄漏源”：“可确定泄漏流”中增加关于“反应堆冷却剂泵的密封注入和泄漏流”的监测要求修改“系统间的泄漏，相关内容，增加关于“一回路至二回路泄漏流”的监测要求：增加了“泄漏流的分隔”和“监测泄漏流和确定泄漏源位置的方法”；“设计和试验的一般要求”中增加了“设计准则”：修改了“不可确定泄漏流监测的要求。增加了对系统响应时间要求，且不可确定泄漏流监测的方法应至少包括两种独立的多样性方法；修改了“冷却剂泄漏探测系统性能”：修改了“系统间泄漏流监测”要求和方法：修改泄漏监测系统在地震事件下的运行要求：修改表1中气载颗粒物放射性活度浓度监测仪探测灵敏度和带状湿度传感器的泄漏定位能力：补充了对泄漏探测仪表的文字性描述。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：上海核工程研究设计院。本标准起草人：徐进财、李天吟、吴雪琼、朱良。本标准所代替标准的历次版本发布情况为：-EJ/T668于1992年7月首次发布：-EJ/T889于1994年10月首次发布。II
1范围
核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则NB/T20254-2013
本标准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，以及区别充许泄漏流和异常泄漏流的方法。本标准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。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。GB/T4960.62008核科学技术术语第6部分：核仪器仪表GB/T13625核电厂安全系统电气设备抗震鉴定GB/T13632
监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求核电广安全重要仪表和控制功能分类GB/T15474
NB/T20071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/T4960.6—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。
异常泄漏流abnormalleakage
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allowableleakage
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。
泄漏率leakagerate
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 coolant system pressureboundary(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。3.6
RCPB泄漏
RCPBleakage
NB/T20254—2013
RCPB泄漏是指来自于反应堆冷却剂系统部件、管道壁（包括焊缝）或容器壁的材料中不可隔离的破损引起的泄漏。
反应堆冷却剂系统及其有关系统reactor coolantandassociated system反应堆冷却剂的承压边界，延伸至并包括第一个非能动的屏障或能动的隔离装置，诸如安全阀和卸压阀及
与反应堆冷却剂系统直接有关的系统，它们执行的功能有：堆芯应急冷却，余热排出，反应堆a)
冷却剂化学、净化和容积控制，通过主蒸汽和主给水系统或应急（即辅助或者启动）给水系统的传质和传热并转化为蒸汽，通过中间冷却回路将热量从包容反应堆冷却剂的系统传输到最终热：
b）与反应堆冷却剂系统或以上a)中所列系统相连的系统，直到并包括贯穿安全壳的系统管道上最外面的安全壳隔离阀及不贯穿安全壳的系统管道上的在反应堆正常运行期间常闭的两个阅门中的第2个阀门，诸如：疏水管线（包括密封引漏管线），安全阀或卸压阀的排放管线，直至并包括有关的设备，仪表管线，取样管线，充水和疏水管线。3.8
灵敏度sensitivity
对于一个给定的被测量值，观测量的变化与相应的被测量的变化之比。3.9
准确度
accuracy
测量的（指示的）泄漏率值与公认的真泄漏率值的符合程度。3.10
时间常数timeconstant
由阶跃或脉冲输入引起的一阶线性系统的输出完成总上升或总下降63.2%所需要的时间。4泄漏流分类和泄漏源
4.1泄漏流来源
反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏的严重性取决于泄漏的位置、泄漏率、持续时间和泄漏流流道的性质。贯穿性裂纹或裂缝可在反应堆冷却剂系统及其有关系统的任何位置发生，所以它们最难探测和监测：贯穿性裂纹或裂缝可能在反应堆冷却剂系统及其有关系统无法隔离的部位上，由于内部缺陷和外部应力的某种不可预计的组合而不断发展，所以这种泄漏最为严重。大部分泄漏流将以蒸汽形式出现，因此可能需要采用适当的冷凝或捕集方法。其中RCPB泄漏是指来自于反应堆冷却剂系统部件、管道壁（包括焊缝）或容器壁的材料中不可隔离的破损引起的泄漏流。虽然密封件、垫圈以及机械连接件（例如螺栓、阀门密封件）也是RCPB的一部分，但来自这些部件的泄漏流不作为RCPB泄漏流考忠。泄漏流是承压部件劣化并可能最终导致部件结构完整性丧失的一种指示。4.2泄漏流分类
4.2.1泄漏流识别
泄漏流监测的首要问题是要能识别从反应堆冷却剂系统漏出的“不可确定泄漏流”和从“可确定泄漏源”漏入安全壳的泄漏流。进行这种识别可有助于更快和更可靠地估计电厂的运行状态。下述泄漏流分类可便于识别泄漏源和解释泄漏流数据。2
4.2.2可确定泄漏流
NB/T202542013
可确定泄漏流包括：
a）流入地坑、水箱或其他收集系统并被测量的泄漏流，例如被收集和测量的从泵密封件或阀门填料漏出的泄漏流：
从一个已知的泄漏源进入安全壳大气中的泄漏流，这种泄漏流既不妨碍不可确定泄漏监测系统b)
的运行，也不属于RCPB泄漏流：符合以下条件的属于漏入安全壳的RCPB泄漏流：泄漏位置已定，泄漏率已经测定，不是反应堆冷却剂系统及其有关系统的裂纹或裂缝的泄漏流，例如流量已经测定的设备冷却水泄漏。本标准不考忠反应堆冷却剂泵的密封注入和泄漏流。压水堆冷却剂泵的密封件通常在设计上允许可控的泄漏流，这是为了设备冷却与润滑。由于该泄漏流会被收集起来，因此不会导致RCPB的劣化，不会影响不可确定泄漏监测系统的运行。4.2.3不可确定泄漏流
不可确定泄漏流包括可确定泄漏流以外的所有其他泄漏流。在不可确定泄漏源被发现前，这种泄漏流有可能就是RCPB泄漏，因此核电厂应尽早确定泄漏源。4.2.4系统间的泄漏
通过非能动的边界或阀门，在RCPB到其他系统之间可能会存在系统间的泄漏。监测系统间的泄漏也是重要的，因为它提供了下述信息：a）反应堆冷却剂装量的损失：
反应堆冷却剂向安全壳外的潜在释放：b)
e）潜在被污染的位置。
在压水堆核电中，从反应堆冷却剂系统进入二回路的泄漏流被称为一回路至二回路泄漏流。这种泄漏流不宜作为RCPB泄漏流考患，宜认为是一种特殊形式的可确定泄漏流。系统间的泄漏通常不漏到安全壳大气中，故是一个单独的类别。4.3泄漏流的分隔
分隔泄漏源（例如将可确定泄漏源的泄漏流与不可确定泄漏源的泄漏流分开）对于快速识别潜在的不利情况和评估泄漏流的安全影响并采取快速约正措施是必不可少的。反应堆压力容器封头密封件以及安全卸压阀不应有重大泄漏流。然而，当这些通道、泵或阀门的密封件发生泄漏，那么这些泄漏流应是可监测的并且可收集，同时系统应当在实际可行范围内将这些泄漏流同安全壳大气隔高，使之不会掩盖可能发生的潜在严重泄漏。这种泄漏流属于“可确定泄漏流”，应将其排向水箱或者地坑以便电厂操作员在电厂运行期间能对泄漏流的流量及流量变化趋势进行测量、计算、监测和分析。
没有收集到的进入安全壳大气的泄漏流（例如从阀杆填料函及其他泄漏源）会增加安全壳内的空气湿度。空气冷却器的冷凝水和泄漏到安全壳内任何有关的液体均属于“不可确定泄漏流”，应将其收集在水箱或地坑内并与可确定泄漏流相互隔离，以便于核电厂操作员能够在核电厂运行期间对不可确定泄漏流进行确认、监测并分析其流量及其变化趋势。需要指出的是：非反应堆冷却剂系统的泄漏流也有可能进入安全壳大气中（例如压水堆二回路蒸汽泄漏）。这种泄漏流可能会增加不可确定泄漏率。对于不可确定泄漏流样品的化学分析可指示泄漏流究竞来源于一回路压力边界或是其他泄漏源。4.4监测泄漏流和确定泄漏源位置的方法3
NB/T202542013
4.4.1监测泄漏流的必要性
应尽可能采用有效的方法对所有泄漏流进行监测（包括探测），因为泄漏流可能意味着：表示某一部件可能不再具有能满足需要的结构完整性的要求；a)
由于泄漏出来的冷却剂与其他部件之间的相互作用，可能会导致某个部件（非泄漏部件）的劣b)
化或腐蚀：
表示某些化合物（如硼酸）可能存在累积现象，以致各种设计假定条件失效：c)
可能会使工作场所受到污染：
可能影响到其他仪表（包括泄漏监测仪表）或部件的功能。4.4.2泄漏流监测参数
适用于监测反应堆冷却剂系统泄漏流的仪表和方法有多种。这些仪表和方法在响应时间、灵敏度和准确度等方面都有区别。另外，某些仪表和方法可以连续地监测泄漏流，而另一些只能阶段性地使用。有效的泄漏监测方案应是多种监测仪表和方法的组合。监测下述参数的变化有助于探测泄漏流，甚至可定量地测定泄漏流的流量：
水箱和地坑的液位或流量：
气载颗粒物的放射性活度浓度：c)
气载的气态放射性活度浓度；
安全壳大气的湿度：
安全壳大气的压力和温度：
空气冷却器的冷凝水流量；
由泄漏引起的声发射信号。
4.4.3确定泄漏源位置
为确定核电厂内泄漏源的位置以便评估其对安全的重要性，在核电厂内宜设置监测系统以便能够在反应堆运行期间确定泄漏源的位置。利用安全壳内安装的多台分区监测仪表进行泄漏源的定位。假设两个仪表具有相同的性能（例如灵敏度），那么安装位置靠近泄漏点的仪表会比远离泄漏点的仪表响应更快。下述例子对确定泄漏源的其他方法进行了说明：安装在特定部件表面的温湿度传感器：a)
安装在特定部件表面的声发射监测系统b)
分布在整个安全壳内的耐辐射摄像头的在线监视。e）
5设计和试验的一般要求
5.1设计准侧
5.1.1反应堆冷却剂泄漏源及其位置在可行范围内应是可确定的，核电厂应对泄漏率进行测量。泄漏监测系统应能够探测到RCPB的劣化，以便限制压力边界发生严重破损的潜在可能性。5.1.2核电厂应监测RCPB关键部件的泄漏。对于关键部件和关键区域，那些能在泄漏发生初期便确定泄漏源位置的监测方法，可以降低泄漏对电厂运行安全的潜在影响。5.1.3泄漏监测系统的性能应是已知的。此外，系统性能应确保对于泄漏的有效管理。5.2不可确定泄漏流监测的要求
NB/T202542013
5.2.1核电厂应使用泄漏探测系统，对于3.8L/min（1.0gal/min）泄漏率的响应时间（不包括传输延迟时间）不大于1h。对于1.9L/min~3.8L/min（0.5gal/min~1.0gal/min）的泄漏率应进行报警。5.2.2核电厂应至少提供两种具有上述要求的探测和监测能力的独立的多样性的仪表和（或）方法。考虑包括的方法应包括但不限于下述几种：a）监测地坑的液位或流量；
b）监测气载颗粒物放射性活度浓度：c）监测空气冷却器的冷凝水流量除了上述监测系统外，核电厂还应使用其他系统来探测和监测泄漏，即使这些监测系统并不具备5.2.1中所要求的能力。这些作为补充的仪表和（或）方法可以包括但不限于：a
监测气载的气态放射性活度浓度：监测安全壳湿度：
监测安全壳温度：
监测安全壳压力：
监测声发射：
可视监测系统。
5.2.3泄漏监测系统，包括具有定位探测能力的泄漏探测系统，应在核电厂运行期间允许进行校准和试验，以确保其性能和可操作性。5.2.4核电厂应在主控制室提供泄漏监测系统的输出与报警。将仪表输出转换为泄漏率的规程对操纵员来说应是方便可用的（或者这些规程可以是计算机应用程序的一部分，这样操纵员就可以获得实时的由监测仪表输出确定的泄漏率的指示值）。5.2.5应定期校准与测试泄漏监测系统。报警信号应向操纵员提供早期的警告，以便他们采取纠正措施。
5.2.6应考各种类型仪表的可用性，明确包含可确定，不可确定，RCPB和系统间泄漏的限制条件，确保在核电厂各个运行阶段中（不包括冷停堆和换料操作）仪表能保持足够的覆盖范围。5.3冷却剂泄漏探测系统性能
应通过设计计算或性能试验表明，在泄漏流的主要探测系统中，每一种探测系统和（或）仪表的灵敏度和响应特性都能按先漏后破的探测要求或核电厂运行要求对泄漏率的增量进行指示和报警。例如，常用的泄漏率增量为1h内3.8L/min（1.0gal/min）。当可确定泄漏流叠加到不可确定泄漏流上时，此灵敏度要求仍然适用。
5.4安全分级
反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏探测系统（以下简称为泄漏探测系统）属于早期故障探测系统按照其对核电厂安全运行所起作用的大小进行分级。泄漏探测系统的安全分级应与使用它们输出信息的系统相一致。
5.5可确定泄漏流的收集和测量
应识别密封、释放系统和其他可能的泄漏源。对重要的可确定泄漏源，应设置泄漏流收集和测量系统，收集足够数量的可确定泄漏源漏出的蒸汽和液体，以尽可能限制漏入安全壳大气的预期泄漏流，从而避免未收集的泄漏流妨碍不可确定泄漏流监测系统满足5.3的要求。应收集或隔离从可确定泄漏源漏5
NB/T202542013
入安全壳的泄漏流，以便对可确定泄漏率与不可确定泄漏率分别进行监测，并按照5.3规定的灵敏度监测可确定泄漏总流量。
5.6系统间泄漏流监测
核电厂应对通过非能动接口边界与反应堆冷却剂系统及其有关系统相连接的系统进行监测，指示系统间泄涌流。
由于系统间的泄漏不会把反应堆冷却剂释放到安全壳大气中，所以核电厂使用的报警和泄漏监测方法包括：
a）监测经由安全壳边界通往相连接系统的水中的放射性活度浓度：b）监测这些系统排到安全壳边界外的排风中的气载放射性活度浓度。除此之外，还可通过冷却剂装量平衡监测得到一些有用的信息（如水箱内的异常水位和异常流量），可对系统间存在不可控制或意外泄漏进行指示。在核电厂中应采用多种不同的监测技术来对一回路至二回路的泄漏进行监测，包括连续监测技术（例如，主蒸汽管道N-16辐射监测仪、蒸汽发生器排污辐射监测仪和凝汽器排气辐射监测仪）和周期性监测技术（例如水化学手工取样）。5.7系统可用性
只要核电广反应堆冷却剂系统处于受压状态，泄漏探测系统应是可用的。在核电广正常运行期间设备安装处于预期的环境温度、湿度和辐射水平范围内，监测系统应保持规定的准确度和性能特性。bZxz.net
在核电厂泄漏定量监测系统中，至少有一种监测方法应能在发生任何不导致电厂停堆的地震事件以后继续工作。
5.8电源
两种主要泄漏探测系统应用两路独立的电源供电。有抗震要求的系统应用抗震鉴定合格的电源供电。电源的具体要求见GB/T15474和NB/T20071。如果信号用于触发反应堆保护系统的保护功能，监测设备应由安全级的不间断的穴余电源供电。此外，所有泄漏探测系统应能在如电源切换、雷击瞬态等引起的短时电源中断后自动恢复全部工作。5.9设计基准文件
设计基准文件应包括：
设计每个泄漏探测系统所用的数据和设计基准（例如反应堆冷却剂温度、压力和放射性活度浓a)
度）：
确定每一个系统灵敏度、响应时间和报警整定值所用的分析模型和方法b)
每种泄漏探测方法的限制条件和近似准确度及其用单位时间冷却剂体积表示的泄漏率测量范围：
抗震鉴定（如果适用），见GB/T13625和GB/T15474：泄漏探测系统的校准和运行规程；e）
每一个泄漏探测系统电源的安全级别和抗震分类。f
6泄漏探测仪表的具体要求
6.1泄漏探测仪表的能力
NB/T20254—2013
泄漏探测的目的是识别和测量泄漏流，以便确定泄漏的严重性。6.2～6.11提供了几种用于探测、测量或确定反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏流位置的方法和探测要求。表1列出探测、测量和确定泄漏位置所用的各种方法的能力。泄漏探测仪表能力摘要
地坑监测
冷凝水流量监测仪
气态放射性活度浓度监测仪
气载颗粒物放射性活度浓度监测仪反应堆冷却剂装量
声发射
带状湿度传感器
液体辐射监测仪
主蒸汽管道辐射监测仪（压水堆）可视监测系统
泄漏流
探测灵敏度
泄漏流
测量准确度
泄漏定位
注1：表中能力的排列顺序是根据这些仪表的运行经验的结果作出的。对某些仪表设计或核电厂配置可能证明其他排列顺序是合理的，表中排列顺序仅为选择泄漏探测仪表提供指导。注2：A表示如果正确设计和应用，一般能满足本标准的要求。注3：B表示可能、勉强或不能满足本标准的要求（这需根据应用条件和测量位置的数目而定）。注4：C表示通常不建议采用。但可用于监测特定位置的泄漏。6.2地坑液位和地坑泵出口流量监测法探测泄漏流反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏流能通过监测开式安全壳地坑液位和（或）地坑泵出口流量进行探测和测量，但要符合下列要求：通过将泄漏流导入闭式设备疏水箱或地坑的方法来监测从大阀杆的填料密封和其他易于识别a）
的源漏出的可确定的设备泄漏流，以便确定可确定泄漏率的平均本底；用开式安全壳地坑收集包括安全壳冷却器冷凝水在内的不可确定泄漏流（见6.4）。其灵敏度b)
和响应时间应能探测到在地坑中收集的泄漏率的增加（见5.3）。作为特定核电厂条件下一种可接受的探测方法，需要通过计算来验证它可满足上述要求。用这种方法不能识别泄漏的位置，除非小范围内的管道的泄漏流分别排入各自区域的地坑。地坑液位变化和地坑出口流量监测均可用于探测泄漏率大小。应对从可确定泄漏流收集点释放的气体进行控制或包容，从而不降低辐射监测仪的探测效能。6.3辐射监测法探测泄漏流
6.3.1辐射探测法的优点
NB/T20254—2013
反应堆冷却剂一般都包含了放射性源项，当它们释放到安全壳时可用放射性监测系统来进行探测。但是在反应堆启动初期堆冷却剂的活度很低，在反应堆启动以后的几个星期，才会有活化的蚀产物产生，裂变产物也才有可能从燃料元件中释放出来。在此期间，辐射监测仪表在反应堆冷却剂系统微小泄漏的早期报警方面的作用可能会受到限制。既便如此，由于辐射监测仪表对冷却剂泄漏的敏感和响应时间快，每个核电厂都应设置放射性监测系统（特别是颗粒物放射性监测）。辐射监测仪输出的响应和灵敏度特性与泄漏率和冷却剂放射性活度浓度有关。6.3.2气载颗粒物和气态放射性活度辐射监测仪辐射监测仪有可能探测反应堆冷却剂系统及其有关系统的冷却剂泄漏流，其灵敏度和响应时间取决于取样系统设计、安全壳大气的混合特性、辐射探测器特性、环境辐射本底以及冷却剂和安全壳大气中可探测放射性核素的活度浓度。许多核电厂的运行经验表明，气载颗粒物辐射监测仪比气态放射性辐射监测仪监测出3.8L/min（1.0gal/min）的泄漏率的响应时间要快很多。气态放射性监测仍可为操作人员提供定性的报警信息。
采用辐射探测法可以对冷却剂泄漏率进行定量测量，但计算需要大量关于核电厂物理参数和冷却剂放射性同位素含量的实时信息。可用泄漏率与主要参数的关系曲线来估计泄漏流，但是在处理和解释监测数据方面，核电厂过程计算机可能是一个更有用的工具。为了正确说明以冷却剂泄漏率校准的辐射监测仪读数的增加，需要有足够的数据和了解其原理。6.3.3系统间泄漏流监测
从反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏到其他系统的系统间冷却剂泄漏流，例如，蒸汽发生器中从一回路系统到二回路系统的泄漏流，可通过一回路系统冷却剂装量平衡、二回路系统液体或主蒸汽辐射监测（例如N-16活度浓度测量）或二回路系统抽气放射性活度浓度监测进行探测。辐射监测法具有探测从反应堆冷却剂系统及其有关系统漏出的系统间冷却剂小泄漏流的能力，但是本标准不规定灵敏度要求。影响灵敏度和响应时间的一些因素是二回路流体中可探测的放射性同位素的活度浓度、取样点靠近泄漏的程度和为保证正确探测需对高温样品进行冷却的程度。6.4收集安全壳空气冷却器冷凝水流探测泄漏流冷凝水流监测方法是测量从每一个安全壳空气冷却器下疏水容器流出的液体的流量。这种冷凝水流量的增加可指示漏入安全壳的汽相泄漏流的增加。6.5反应堆冷却剂装量平衡法探测泄漏流压水堆核电厂的封闭回路设计除了在有控制的补给、排出和发生不可控制的泄漏情况以外能保持冷却剂装量恒定不变。
对有控制的补给和排出可进行测量、记录和调整以达到冷却剂装量平衡。这些信息对评定反应堆冷却剂系统及其有关系统的完整性是有用的。对于压水堆核电厂应按GB13632的规定监测反应堆冷却剂装量。在设计监测系统时应考虑下列参数：
由测得的温度和压力确定的每一种流体密度：在稳压器和所有收集点中的水位：b)
监测周期的持续时间。
6.6湿度监测法探测泄漏流
NB/T20254--2013
安全壳大气湿度的增加表示有水蒸汽向安全壳内释放。有多个因素会影响到湿度的水平，要对指示的泄漏率进行定量的评价可能会有问题，这要与观测到的来自地坑的液体流量和来自空气冷却器的冷凝水流量的增加量进行比较。安全壳大气湿度监测在提供一个报警或间接的指示来提醒操作人员出现了一个潜在的问题这方面是最有用的。湿度监测能探测出空气中由于冷却剂泄漏流的汽相部分引起的蒸汽含量增加。安全壳内的湿度监测器有可能探测出泄漏流。但受到泄漏处的液体与蒸汽比值不确定性的影响。当将此法用于大的安全壳容积时，监测器灵敏度可能太低，只能探测整个区域的泄漏流而不能对泄漏源精确定位。因此，它们最适合用于小的包容区域内或边界明确的空气流中。在对系统是否满足泄漏探测要求的能力进行评估时，应考虑湿度监测器的响应特性和灵敏度，应考虑安全壳温度和压力的分布，应根据预期的正常运行参数范围，包括预计正常泄漏率，确定基准或正常湿度值。
6.7声监测法探测泄漏流
穿过反应堆冷却剂系统及其有关系统压力边界的泄漏流会产生气载声信号，此信号能用装在安全壳内的声传感器探测。泄漏流也产生金属载声波（类似于随机信号），此信号能用装在压力边界上的声传感器探测。声传感器系统通过监测适当的噪声频带能迅速探测到压力边界上的裂纹和近似定位。声监测系统应相对核电厂运行期间会出现的本底噪声值进行初始校准，然后可将发生泄漏的报警阅值设置在本底噪声值之上。这些系统的灵敏度与传感器的数目和在每一个传感器位置上的本底噪声值有关，适当处理可达到高的泄漏探测灵敏度。：6.8温度监测法探测泄漏流
这种泄漏流探测方法的灵敏度和系统响应时间在很大程度上取决于下列应用条件：每一个温度传感器监测的空间容积：a)
在传感器和可能泄漏位置之间的热传输距离和条件：被测量容积中可能的热损失：
在无泄漏流存在时预计的正常温度波动：d)
是否存在除冷却剂泄漏流之外的异常热源或热阱：e
温度传感器的时间常数（包括在多点监测系统中监测每一点之间的时间间隔）f
为对设备室或安全壳区域这一类大容积的监测提供有用的泄漏流测量灵敏度，通常需要设置多个温度传感器测点。将传感器装在有限的空间内，例如冷却空气管、释放阀或密封的引漏管中及管道和设备周围的空间内，例如将热电偶贴在有热绝缘的反应堆冷却剂系统及其有关系统管道的外罩上，可使温度响应和灵敏度达到最佳值。用这种方法也可减少误报警。6.9安全壳压力监测法探测泄漏流反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏流将引起安全壳内压力增加。由于安全壳很大，压力监测系统只能探测大的泄漏流。小泄漏流可能引起的压力变化在安全壳压力的正常波动范围内。由于许多变量能够影响测量结果，所以用压力监测方法对泄漏流的定量测量结果不可靠，也不能确定泄漏源的位置。6.10带状湿度传感器探测泄漏流这种连续监测系统由湿度传感器组成。传感器通常装在紧靠工艺管道的热绝缘层处。在湿气（泄漏产生）的作用下，传感器给出一个电信号，此信号经过处理，即产生一个报警信号。这些传感器能很快探测出其安装处管道的泄漏流，从而可确定泄漏的位置。然而，这些传感器不能定量测量泄漏流。9
小提示：此标准内容仅展示完整标准里的部分截取内容，若需要完整标准请到上方自行免费下载完整标准文档。
备案号：41485-2013
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20254—2013
代替EJ/T889-1994，EJ/T668-1992核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则Criteria for nuclear power plant reactor coolant system leakage detection2013-06-08发布
国家能源局
2013-10-01实施
规范性引用文件。
术语和定义.
泄漏流分类和泄漏源.
设计和试验的一般要求.
泄漏探测仪表的具体要求，
系统可运行性要求.
参考文献
表1泄漏探测仪表能力摘要
NB/T202542013
............
NB/T202542013
本标准按照GB/T11一2009给出的规则起草。本标准代替EJ/T889-1994《压水堆冷却剂系统泄漏探测仪表—般要求》和EJ/T668-1992《压水堆核电厂反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统设计准则》。本标准以EJ/T889一1994为主，整合了EJ/T668一1992的部分内容，并参考美国NRC管理导则RG1.45-2008《Guidanceonmonitoringandrespondingtoreactorcoolantsystemleakage》中的相关要求。与EJ/T889一1994相比，除编辑性修改外主要技术变化如下
-增加标题对应的英文标题；
增加了术语“反应堆冷却剂压力边界（RCPB）、RCPB泄漏和准确度”及其定义：增加了RCPB泄漏流的来源说明：修改了泄漏源的分类方法，删除了“可能的可确定泄漏源”：“可确定泄漏流”中增加关于“反应堆冷却剂泵的密封注入和泄漏流”的监测要求修改“系统间的泄漏，相关内容，增加关于“一回路至二回路泄漏流”的监测要求：增加了“泄漏流的分隔”和“监测泄漏流和确定泄漏源位置的方法”；“设计和试验的一般要求”中增加了“设计准则”：修改了“不可确定泄漏流监测的要求。增加了对系统响应时间要求，且不可确定泄漏流监测的方法应至少包括两种独立的多样性方法；修改了“冷却剂泄漏探测系统性能”：修改了“系统间泄漏流监测”要求和方法：修改泄漏监测系统在地震事件下的运行要求：修改表1中气载颗粒物放射性活度浓度监测仪探测灵敏度和带状湿度传感器的泄漏定位能力：补充了对泄漏探测仪表的文字性描述。本标准由能源行业核电标准化技术委员会提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：上海核工程研究设计院。本标准起草人：徐进财、李天吟、吴雪琼、朱良。本标准所代替标准的历次版本发布情况为：-EJ/T668于1992年7月首次发布：-EJ/T889于1994年10月首次发布。II
1范围
核电厂反应堆冷却剂系统泄漏探测准则NB/T20254-2013
本标准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，以及区别充许泄漏流和异常泄漏流的方法。本标准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。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。GB/T4960.62008核科学技术术语第6部分：核仪器仪表GB/T13625核电厂安全系统电气设备抗震鉴定GB/T13632
监督压水堆堆芯充分冷却的测量要求核电广安全重要仪表和控制功能分类GB/T15474
NB/T20071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/T4960.6—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。
异常泄漏流abnormalleakage
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allowableleakage
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。
泄漏率leakagerate
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 coolant system pressureboundary(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。3.6
RCPB泄漏
RCPBleakage
NB/T20254—2013
RCPB泄漏是指来自于反应堆冷却剂系统部件、管道壁（包括焊缝）或容器壁的材料中不可隔离的破损引起的泄漏。
反应堆冷却剂系统及其有关系统reactor coolantandassociated system反应堆冷却剂的承压边界，延伸至并包括第一个非能动的屏障或能动的隔离装置，诸如安全阀和卸压阀及
与反应堆冷却剂系统直接有关的系统，它们执行的功能有：堆芯应急冷却，余热排出，反应堆a)
冷却剂化学、净化和容积控制，通过主蒸汽和主给水系统或应急（即辅助或者启动）给水系统的传质和传热并转化为蒸汽，通过中间冷却回路将热量从包容反应堆冷却剂的系统传输到最终热：
b）与反应堆冷却剂系统或以上a)中所列系统相连的系统，直到并包括贯穿安全壳的系统管道上最外面的安全壳隔离阀及不贯穿安全壳的系统管道上的在反应堆正常运行期间常闭的两个阅门中的第2个阀门，诸如：疏水管线（包括密封引漏管线），安全阀或卸压阀的排放管线，直至并包括有关的设备，仪表管线，取样管线，充水和疏水管线。3.8
灵敏度sensitivity
对于一个给定的被测量值，观测量的变化与相应的被测量的变化之比。3.9
准确度
accuracy
测量的（指示的）泄漏率值与公认的真泄漏率值的符合程度。3.10
时间常数timeconstant
由阶跃或脉冲输入引起的一阶线性系统的输出完成总上升或总下降63.2%所需要的时间。4泄漏流分类和泄漏源
4.1泄漏流来源
反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏的严重性取决于泄漏的位置、泄漏率、持续时间和泄漏流流道的性质。贯穿性裂纹或裂缝可在反应堆冷却剂系统及其有关系统的任何位置发生，所以它们最难探测和监测：贯穿性裂纹或裂缝可能在反应堆冷却剂系统及其有关系统无法隔离的部位上，由于内部缺陷和外部应力的某种不可预计的组合而不断发展，所以这种泄漏最为严重。大部分泄漏流将以蒸汽形式出现，因此可能需要采用适当的冷凝或捕集方法。其中RCPB泄漏是指来自于反应堆冷却剂系统部件、管道壁（包括焊缝）或容器壁的材料中不可隔离的破损引起的泄漏流。虽然密封件、垫圈以及机械连接件（例如螺栓、阀门密封件）也是RCPB的一部分，但来自这些部件的泄漏流不作为RCPB泄漏流考忠。泄漏流是承压部件劣化并可能最终导致部件结构完整性丧失的一种指示。4.2泄漏流分类
4.2.1泄漏流识别
泄漏流监测的首要问题是要能识别从反应堆冷却剂系统漏出的“不可确定泄漏流”和从“可确定泄漏源”漏入安全壳的泄漏流。进行这种识别可有助于更快和更可靠地估计电厂的运行状态。下述泄漏流分类可便于识别泄漏源和解释泄漏流数据。2
4.2.2可确定泄漏流
NB/T202542013
可确定泄漏流包括：
a）流入地坑、水箱或其他收集系统并被测量的泄漏流，例如被收集和测量的从泵密封件或阀门填料漏出的泄漏流：
从一个已知的泄漏源进入安全壳大气中的泄漏流，这种泄漏流既不妨碍不可确定泄漏监测系统b)
的运行，也不属于RCPB泄漏流：符合以下条件的属于漏入安全壳的RCPB泄漏流：泄漏位置已定，泄漏率已经测定，不是反应堆冷却剂系统及其有关系统的裂纹或裂缝的泄漏流，例如流量已经测定的设备冷却水泄漏。本标准不考忠反应堆冷却剂泵的密封注入和泄漏流。压水堆冷却剂泵的密封件通常在设计上允许可控的泄漏流，这是为了设备冷却与润滑。由于该泄漏流会被收集起来，因此不会导致RCPB的劣化，不会影响不可确定泄漏监测系统的运行。4.2.3不可确定泄漏流
不可确定泄漏流包括可确定泄漏流以外的所有其他泄漏流。在不可确定泄漏源被发现前，这种泄漏流有可能就是RCPB泄漏，因此核电厂应尽早确定泄漏源。4.2.4系统间的泄漏
通过非能动的边界或阀门，在RCPB到其他系统之间可能会存在系统间的泄漏。监测系统间的泄漏也是重要的，因为它提供了下述信息：a）反应堆冷却剂装量的损失：
反应堆冷却剂向安全壳外的潜在释放：b)
e）潜在被污染的位置。
在压水堆核电中，从反应堆冷却剂系统进入二回路的泄漏流被称为一回路至二回路泄漏流。这种泄漏流不宜作为RCPB泄漏流考患，宜认为是一种特殊形式的可确定泄漏流。系统间的泄漏通常不漏到安全壳大气中，故是一个单独的类别。4.3泄漏流的分隔
分隔泄漏源（例如将可确定泄漏源的泄漏流与不可确定泄漏源的泄漏流分开）对于快速识别潜在的不利情况和评估泄漏流的安全影响并采取快速约正措施是必不可少的。反应堆压力容器封头密封件以及安全卸压阀不应有重大泄漏流。然而，当这些通道、泵或阀门的密封件发生泄漏，那么这些泄漏流应是可监测的并且可收集，同时系统应当在实际可行范围内将这些泄漏流同安全壳大气隔高，使之不会掩盖可能发生的潜在严重泄漏。这种泄漏流属于“可确定泄漏流”，应将其排向水箱或者地坑以便电厂操作员在电厂运行期间能对泄漏流的流量及流量变化趋势进行测量、计算、监测和分析。
没有收集到的进入安全壳大气的泄漏流（例如从阀杆填料函及其他泄漏源）会增加安全壳内的空气湿度。空气冷却器的冷凝水和泄漏到安全壳内任何有关的液体均属于“不可确定泄漏流”，应将其收集在水箱或地坑内并与可确定泄漏流相互隔离，以便于核电厂操作员能够在核电厂运行期间对不可确定泄漏流进行确认、监测并分析其流量及其变化趋势。需要指出的是：非反应堆冷却剂系统的泄漏流也有可能进入安全壳大气中（例如压水堆二回路蒸汽泄漏）。这种泄漏流可能会增加不可确定泄漏率。对于不可确定泄漏流样品的化学分析可指示泄漏流究竞来源于一回路压力边界或是其他泄漏源。4.4监测泄漏流和确定泄漏源位置的方法3
NB/T202542013
4.4.1监测泄漏流的必要性
应尽可能采用有效的方法对所有泄漏流进行监测（包括探测），因为泄漏流可能意味着：表示某一部件可能不再具有能满足需要的结构完整性的要求；a)
由于泄漏出来的冷却剂与其他部件之间的相互作用，可能会导致某个部件（非泄漏部件）的劣b)
化或腐蚀：
表示某些化合物（如硼酸）可能存在累积现象，以致各种设计假定条件失效：c)
可能会使工作场所受到污染：
可能影响到其他仪表（包括泄漏监测仪表）或部件的功能。4.4.2泄漏流监测参数
适用于监测反应堆冷却剂系统泄漏流的仪表和方法有多种。这些仪表和方法在响应时间、灵敏度和准确度等方面都有区别。另外，某些仪表和方法可以连续地监测泄漏流，而另一些只能阶段性地使用。有效的泄漏监测方案应是多种监测仪表和方法的组合。监测下述参数的变化有助于探测泄漏流，甚至可定量地测定泄漏流的流量：
水箱和地坑的液位或流量：
气载颗粒物的放射性活度浓度：c)
气载的气态放射性活度浓度；
安全壳大气的湿度：
安全壳大气的压力和温度：
空气冷却器的冷凝水流量；
由泄漏引起的声发射信号。
4.4.3确定泄漏源位置
为确定核电厂内泄漏源的位置以便评估其对安全的重要性，在核电厂内宜设置监测系统以便能够在反应堆运行期间确定泄漏源的位置。利用安全壳内安装的多台分区监测仪表进行泄漏源的定位。假设两个仪表具有相同的性能（例如灵敏度），那么安装位置靠近泄漏点的仪表会比远离泄漏点的仪表响应更快。下述例子对确定泄漏源的其他方法进行了说明：安装在特定部件表面的温湿度传感器：a)
安装在特定部件表面的声发射监测系统b)
分布在整个安全壳内的耐辐射摄像头的在线监视。e）
5设计和试验的一般要求
5.1设计准侧
5.1.1反应堆冷却剂泄漏源及其位置在可行范围内应是可确定的，核电厂应对泄漏率进行测量。泄漏监测系统应能够探测到RCPB的劣化，以便限制压力边界发生严重破损的潜在可能性。5.1.2核电厂应监测RCPB关键部件的泄漏。对于关键部件和关键区域，那些能在泄漏发生初期便确定泄漏源位置的监测方法，可以降低泄漏对电厂运行安全的潜在影响。5.1.3泄漏监测系统的性能应是已知的。此外，系统性能应确保对于泄漏的有效管理。5.2不可确定泄漏流监测的要求
NB/T202542013
5.2.1核电厂应使用泄漏探测系统，对于3.8L/min（1.0gal/min）泄漏率的响应时间（不包括传输延迟时间）不大于1h。对于1.9L/min~3.8L/min（0.5gal/min~1.0gal/min）的泄漏率应进行报警。5.2.2核电厂应至少提供两种具有上述要求的探测和监测能力的独立的多样性的仪表和（或）方法。考虑包括的方法应包括但不限于下述几种：a）监测地坑的液位或流量；
b）监测气载颗粒物放射性活度浓度：c）监测空气冷却器的冷凝水流量除了上述监测系统外，核电厂还应使用其他系统来探测和监测泄漏，即使这些监测系统并不具备5.2.1中所要求的能力。这些作为补充的仪表和（或）方法可以包括但不限于：a
监测气载的气态放射性活度浓度：监测安全壳湿度：
监测安全壳温度：
监测安全壳压力：
监测声发射：
可视监测系统。
5.2.3泄漏监测系统，包括具有定位探测能力的泄漏探测系统，应在核电厂运行期间允许进行校准和试验，以确保其性能和可操作性。5.2.4核电厂应在主控制室提供泄漏监测系统的输出与报警。将仪表输出转换为泄漏率的规程对操纵员来说应是方便可用的（或者这些规程可以是计算机应用程序的一部分，这样操纵员就可以获得实时的由监测仪表输出确定的泄漏率的指示值）。5.2.5应定期校准与测试泄漏监测系统。报警信号应向操纵员提供早期的警告，以便他们采取纠正措施。
5.2.6应考各种类型仪表的可用性，明确包含可确定，不可确定，RCPB和系统间泄漏的限制条件，确保在核电厂各个运行阶段中（不包括冷停堆和换料操作）仪表能保持足够的覆盖范围。5.3冷却剂泄漏探测系统性能
应通过设计计算或性能试验表明，在泄漏流的主要探测系统中，每一种探测系统和（或）仪表的灵敏度和响应特性都能按先漏后破的探测要求或核电厂运行要求对泄漏率的增量进行指示和报警。例如，常用的泄漏率增量为1h内3.8L/min（1.0gal/min）。当可确定泄漏流叠加到不可确定泄漏流上时，此灵敏度要求仍然适用。
5.4安全分级
反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏探测系统（以下简称为泄漏探测系统）属于早期故障探测系统按照其对核电厂安全运行所起作用的大小进行分级。泄漏探测系统的安全分级应与使用它们输出信息的系统相一致。
5.5可确定泄漏流的收集和测量
应识别密封、释放系统和其他可能的泄漏源。对重要的可确定泄漏源，应设置泄漏流收集和测量系统，收集足够数量的可确定泄漏源漏出的蒸汽和液体，以尽可能限制漏入安全壳大气的预期泄漏流，从而避免未收集的泄漏流妨碍不可确定泄漏流监测系统满足5.3的要求。应收集或隔离从可确定泄漏源漏5
NB/T202542013
入安全壳的泄漏流，以便对可确定泄漏率与不可确定泄漏率分别进行监测，并按照5.3规定的灵敏度监测可确定泄漏总流量。
5.6系统间泄漏流监测
核电厂应对通过非能动接口边界与反应堆冷却剂系统及其有关系统相连接的系统进行监测，指示系统间泄涌流。
由于系统间的泄漏不会把反应堆冷却剂释放到安全壳大气中，所以核电厂使用的报警和泄漏监测方法包括：
a）监测经由安全壳边界通往相连接系统的水中的放射性活度浓度：b）监测这些系统排到安全壳边界外的排风中的气载放射性活度浓度。除此之外，还可通过冷却剂装量平衡监测得到一些有用的信息（如水箱内的异常水位和异常流量），可对系统间存在不可控制或意外泄漏进行指示。在核电厂中应采用多种不同的监测技术来对一回路至二回路的泄漏进行监测，包括连续监测技术（例如，主蒸汽管道N-16辐射监测仪、蒸汽发生器排污辐射监测仪和凝汽器排气辐射监测仪）和周期性监测技术（例如水化学手工取样）。5.7系统可用性
只要核电广反应堆冷却剂系统处于受压状态，泄漏探测系统应是可用的。在核电广正常运行期间设备安装处于预期的环境温度、湿度和辐射水平范围内，监测系统应保持规定的准确度和性能特性。bZxz.net
在核电厂泄漏定量监测系统中，至少有一种监测方法应能在发生任何不导致电厂停堆的地震事件以后继续工作。
5.8电源
两种主要泄漏探测系统应用两路独立的电源供电。有抗震要求的系统应用抗震鉴定合格的电源供电。电源的具体要求见GB/T15474和NB/T20071。如果信号用于触发反应堆保护系统的保护功能，监测设备应由安全级的不间断的穴余电源供电。此外，所有泄漏探测系统应能在如电源切换、雷击瞬态等引起的短时电源中断后自动恢复全部工作。5.9设计基准文件
设计基准文件应包括：
设计每个泄漏探测系统所用的数据和设计基准（例如反应堆冷却剂温度、压力和放射性活度浓a)
度）：
确定每一个系统灵敏度、响应时间和报警整定值所用的分析模型和方法b)
每种泄漏探测方法的限制条件和近似准确度及其用单位时间冷却剂体积表示的泄漏率测量范围：
抗震鉴定（如果适用），见GB/T13625和GB/T15474：泄漏探测系统的校准和运行规程；e）
每一个泄漏探测系统电源的安全级别和抗震分类。f
6泄漏探测仪表的具体要求
6.1泄漏探测仪表的能力
NB/T20254—2013
泄漏探测的目的是识别和测量泄漏流，以便确定泄漏的严重性。6.2～6.11提供了几种用于探测、测量或确定反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏流位置的方法和探测要求。表1列出探测、测量和确定泄漏位置所用的各种方法的能力。泄漏探测仪表能力摘要
地坑监测
冷凝水流量监测仪
气态放射性活度浓度监测仪
气载颗粒物放射性活度浓度监测仪反应堆冷却剂装量
声发射
带状湿度传感器
液体辐射监测仪
主蒸汽管道辐射监测仪（压水堆）可视监测系统
泄漏流
探测灵敏度
泄漏流
测量准确度
泄漏定位
注1：表中能力的排列顺序是根据这些仪表的运行经验的结果作出的。对某些仪表设计或核电厂配置可能证明其他排列顺序是合理的，表中排列顺序仅为选择泄漏探测仪表提供指导。注2：A表示如果正确设计和应用，一般能满足本标准的要求。注3：B表示可能、勉强或不能满足本标准的要求（这需根据应用条件和测量位置的数目而定）。注4：C表示通常不建议采用。但可用于监测特定位置的泄漏。6.2地坑液位和地坑泵出口流量监测法探测泄漏流反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏流能通过监测开式安全壳地坑液位和（或）地坑泵出口流量进行探测和测量，但要符合下列要求：通过将泄漏流导入闭式设备疏水箱或地坑的方法来监测从大阀杆的填料密封和其他易于识别a）
的源漏出的可确定的设备泄漏流，以便确定可确定泄漏率的平均本底；用开式安全壳地坑收集包括安全壳冷却器冷凝水在内的不可确定泄漏流（见6.4）。其灵敏度b)
和响应时间应能探测到在地坑中收集的泄漏率的增加（见5.3）。作为特定核电厂条件下一种可接受的探测方法，需要通过计算来验证它可满足上述要求。用这种方法不能识别泄漏的位置，除非小范围内的管道的泄漏流分别排入各自区域的地坑。地坑液位变化和地坑出口流量监测均可用于探测泄漏率大小。应对从可确定泄漏流收集点释放的气体进行控制或包容，从而不降低辐射监测仪的探测效能。6.3辐射监测法探测泄漏流
6.3.1辐射探测法的优点
NB/T20254—2013
反应堆冷却剂一般都包含了放射性源项，当它们释放到安全壳时可用放射性监测系统来进行探测。但是在反应堆启动初期堆冷却剂的活度很低，在反应堆启动以后的几个星期，才会有活化的蚀产物产生，裂变产物也才有可能从燃料元件中释放出来。在此期间，辐射监测仪表在反应堆冷却剂系统微小泄漏的早期报警方面的作用可能会受到限制。既便如此，由于辐射监测仪表对冷却剂泄漏的敏感和响应时间快，每个核电厂都应设置放射性监测系统（特别是颗粒物放射性监测）。辐射监测仪输出的响应和灵敏度特性与泄漏率和冷却剂放射性活度浓度有关。6.3.2气载颗粒物和气态放射性活度辐射监测仪辐射监测仪有可能探测反应堆冷却剂系统及其有关系统的冷却剂泄漏流，其灵敏度和响应时间取决于取样系统设计、安全壳大气的混合特性、辐射探测器特性、环境辐射本底以及冷却剂和安全壳大气中可探测放射性核素的活度浓度。许多核电厂的运行经验表明，气载颗粒物辐射监测仪比气态放射性辐射监测仪监测出3.8L/min（1.0gal/min）的泄漏率的响应时间要快很多。气态放射性监测仍可为操作人员提供定性的报警信息。
采用辐射探测法可以对冷却剂泄漏率进行定量测量，但计算需要大量关于核电厂物理参数和冷却剂放射性同位素含量的实时信息。可用泄漏率与主要参数的关系曲线来估计泄漏流，但是在处理和解释监测数据方面，核电厂过程计算机可能是一个更有用的工具。为了正确说明以冷却剂泄漏率校准的辐射监测仪读数的增加，需要有足够的数据和了解其原理。6.3.3系统间泄漏流监测
从反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏到其他系统的系统间冷却剂泄漏流，例如，蒸汽发生器中从一回路系统到二回路系统的泄漏流，可通过一回路系统冷却剂装量平衡、二回路系统液体或主蒸汽辐射监测（例如N-16活度浓度测量）或二回路系统抽气放射性活度浓度监测进行探测。辐射监测法具有探测从反应堆冷却剂系统及其有关系统漏出的系统间冷却剂小泄漏流的能力，但是本标准不规定灵敏度要求。影响灵敏度和响应时间的一些因素是二回路流体中可探测的放射性同位素的活度浓度、取样点靠近泄漏的程度和为保证正确探测需对高温样品进行冷却的程度。6.4收集安全壳空气冷却器冷凝水流探测泄漏流冷凝水流监测方法是测量从每一个安全壳空气冷却器下疏水容器流出的液体的流量。这种冷凝水流量的增加可指示漏入安全壳的汽相泄漏流的增加。6.5反应堆冷却剂装量平衡法探测泄漏流压水堆核电厂的封闭回路设计除了在有控制的补给、排出和发生不可控制的泄漏情况以外能保持冷却剂装量恒定不变。
对有控制的补给和排出可进行测量、记录和调整以达到冷却剂装量平衡。这些信息对评定反应堆冷却剂系统及其有关系统的完整性是有用的。对于压水堆核电厂应按GB13632的规定监测反应堆冷却剂装量。在设计监测系统时应考虑下列参数：
由测得的温度和压力确定的每一种流体密度：在稳压器和所有收集点中的水位：b)
监测周期的持续时间。
6.6湿度监测法探测泄漏流
NB/T20254--2013
安全壳大气湿度的增加表示有水蒸汽向安全壳内释放。有多个因素会影响到湿度的水平，要对指示的泄漏率进行定量的评价可能会有问题，这要与观测到的来自地坑的液体流量和来自空气冷却器的冷凝水流量的增加量进行比较。安全壳大气湿度监测在提供一个报警或间接的指示来提醒操作人员出现了一个潜在的问题这方面是最有用的。湿度监测能探测出空气中由于冷却剂泄漏流的汽相部分引起的蒸汽含量增加。安全壳内的湿度监测器有可能探测出泄漏流。但受到泄漏处的液体与蒸汽比值不确定性的影响。当将此法用于大的安全壳容积时，监测器灵敏度可能太低，只能探测整个区域的泄漏流而不能对泄漏源精确定位。因此，它们最适合用于小的包容区域内或边界明确的空气流中。在对系统是否满足泄漏探测要求的能力进行评估时，应考虑湿度监测器的响应特性和灵敏度，应考虑安全壳温度和压力的分布，应根据预期的正常运行参数范围，包括预计正常泄漏率，确定基准或正常湿度值。
6.7声监测法探测泄漏流
穿过反应堆冷却剂系统及其有关系统压力边界的泄漏流会产生气载声信号，此信号能用装在安全壳内的声传感器探测。泄漏流也产生金属载声波（类似于随机信号），此信号能用装在压力边界上的声传感器探测。声传感器系统通过监测适当的噪声频带能迅速探测到压力边界上的裂纹和近似定位。声监测系统应相对核电厂运行期间会出现的本底噪声值进行初始校准，然后可将发生泄漏的报警阅值设置在本底噪声值之上。这些系统的灵敏度与传感器的数目和在每一个传感器位置上的本底噪声值有关，适当处理可达到高的泄漏探测灵敏度。：6.8温度监测法探测泄漏流
这种泄漏流探测方法的灵敏度和系统响应时间在很大程度上取决于下列应用条件：每一个温度传感器监测的空间容积：a)
在传感器和可能泄漏位置之间的热传输距离和条件：被测量容积中可能的热损失：
在无泄漏流存在时预计的正常温度波动：d)
是否存在除冷却剂泄漏流之外的异常热源或热阱：e
温度传感器的时间常数（包括在多点监测系统中监测每一点之间的时间间隔）f
为对设备室或安全壳区域这一类大容积的监测提供有用的泄漏流测量灵敏度，通常需要设置多个温度传感器测点。将传感器装在有限的空间内，例如冷却空气管、释放阀或密封的引漏管中及管道和设备周围的空间内，例如将热电偶贴在有热绝缘的反应堆冷却剂系统及其有关系统管道的外罩上，可使温度响应和灵敏度达到最佳值。用这种方法也可减少误报警。6.9安全壳压力监测法探测泄漏流反应堆冷却剂系统及其有关系统泄漏流将引起安全壳内压力增加。由于安全壳很大，压力监测系统只能探测大的泄漏流。小泄漏流可能引起的压力变化在安全壳压力的正常波动范围内。由于许多变量能够影响测量结果，所以用压力监测方法对泄漏流的定量测量结果不可靠，也不能确定泄漏源的位置。6.10带状湿度传感器探测泄漏流这种连续监测系统由湿度传感器组成。传感器通常装在紧靠工艺管道的热绝缘层处。在湿气（泄漏产生）的作用下，传感器给出一个电信号，此信号经过处理，即产生一个报警信号。这些传感器能很快探测出其安装处管道的泄漏流，从而可确定泄漏的位置。然而，这些传感器不能定量测量泄漏流。9
小提示：此标准内容仅展示完整标准里的部分截取内容，若需要完整标准请到上方自行免费下载完整标准文档。