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GB／T 5204-2021 核电厂安全系统定期试验与监测.pdf7.1.3通道校准试验
7.1.3.1通道校准试验宜证明：随着已知的精确输人，通道给出所要求的模拟量输出或状态翻转。此 外，在模拟量的通道中，可以检查线性度和回差。如果达到所要求的输出，试验是合格的。如果达不到 所要求的输出（例如，在规定的整定值上没有出现状态翻转或模拟输出超过允差），或观察到饱和或弯 曲，或要求调整增益、偏置、脱扣整定值等，则试验不合格（调整过程是维修活动，不属于本文件的范围）。 不符合项经维修或适当的处置之后，应重新进行通道校准验证试验。 7.1.3.2利用在线监测技术可在电厂运行期间确定仪表通道各部分的状态。该方法在不会对可靠性造 成不利影响的情况下可作为确定仪表通道被监测部分校准频度的输入条件。实现连续的监测应借助如 电厂计算机等方式。定期的手动试验属于维护或监督的范畴，其不是在线监测。通过在线监测应确保 整定值计算的假设和安全分析的假设是有效的
JB/T 11249-2012 翅片管式换热设备技术规范7.1.4响应时间的验证
7.1.4.1仅对安全系统或子系统进行响应时间试验，以验证响应时间在安全分析报告给定的限值之内。 7.1.4.2响应时间试验应针对诸如占用较多响应时间的最终驱动装置、具有较多可动部分的断路器以 及具有响应时间可调特性的部件进行。应对修复或视为等效的部分进行评估，如果其不影响响应时间， 则修复的部分可当作一个新部件或等效的部分可认为是同类部件。在规定的试验周期内，被替换的同 类部件满足以下条件可不进行试验： a）在系统总的响应时间中占据很短的部分； b）部件几乎没有可动部分； ）部件尚未老化； d 系统内不存在大量尚未进行试验的部件。 7.1.4.3在可行的情况下，宜通过单次试验实现从传感器输入直到并包括被驱动设备在内的整个系统 的响应时间试验。若一次试验不能实现整个系统的试验时，应测量该系统各独立部分的响应时间，并表 明所有响应时间之和处在整个系统要求的限值之内。 7.1.4.4为验证整个系统的响应，试验应提供足够的交选。如果不能将传感器包括在单个的或系统的 响应时间试验之中，若可能，则传感器可定期地从其正常安装位置上拆下来试验。试验装置宜尽可能模 拟实际安装的环境和配置
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7.1.4.5如果由功能试验、校准检查或其他试验验证了安全系统设备的响应时间，即代替了响应时间试 险，则无需对所有安全有关设备进行响应时间试验。如果能证明在例行的定期试验期间，响应时间变化 超过可接受限值所伴随的性能变化是可探测的，则这种做法是可以接受的。 7.1.4.6对于不包括传感器在内的通道响应时间试验，试验设备应模拟传感器在其所要求的整个功能 范围内的输出。为确定整个响应时间，应同时记录输人和输出状态。试验输人应跨越正常脱扣的整定 直，以便通道在非脱扣条件下完全复原，在脱扣条件下保证完全脱扣， 7.1.4.7如果保护脱扣功能由两个或两个以上变量触发动作（例如，脱扣点是由温度、压力和中子注量 率信号计算得到的），通道的响应时间应使用每个变量产生的脱扣动作来检验。在试验中，其余变量的 式验信号应设置在它们的预期运行范围内，这样试验将产生保守的试验结果， 7.1.4.8如果在反应堆正常运行期间不能测量响应时间，应在反应堆停堆期间进行测量
1.5逻辑系统功能试验
逻辑系统功能试验应试验从传感器到驱动装置的全部逻辑部件。逻辑系统功能可以用一系列时序 的、交选的或整个系统的试验来检验。
7.2.2试验或试验的组合应全面检查每个保护通道或负载组（例如，包括传感器和最终的驱动或启动 装置，直到连接的所有负裁）。试验期间应检测穴余通道之间的相互作用
7.2.2试验或试验的组合应全面检查每个保护通道或负载组（例如，包括传感器和最终的驱动或启动 装置，直到连接的所有负载）。试验期间应检测穴余通道之间的相互作用。 7.2.3试验合格的标志： a）状态变化有直观而确切的预先确定的指示，例如，固态或机电的装置运行具有相应的信号传 送/转换（如音响报警、灯光的亮或灭，触点或光隔离器件状态的改变、仪表或计算机指示、电动 机的启动、阀或其他驱动器动作）； b）在允余通道中没有观察到任何异常结果。 7.2.4通道的试验输入宜尽可能从靠近传感器的位置引入。这可以用不同方法实现，例如： a）扰动被监测的变量，例如改变压力、温度或功率水平； b）将一个与被监测变量相同性质的替代输入量引人传感器，并适当地变化，例如，打开流量测量 差压计上的平衡阀，隔断和排空到压力测量装置的输入，或者将热的或冷的流体注人被测量温 度的流体中。 7.2.5当包括传感器在内的整体检查不能实现时（例如中子探测器），可对一个通道进行局部试验，为 此应适当地引人一个模拟的或数字的输入，并改变试验信号的变化范围。试验信号的变化范围应保证 被监测变量达到整定值时能产生保护动作。 7.2.6针对各种类型的预期信号，应建立用于触发每个通道保护动作名义整定值的允差。例如，依据 设计性能或鉴定试验数据，宜确定因触发保护动作输入信号变化率的不同带来的允差。 7.2.7试验信号幅值的变化应足以验证触发保护动作期望的可变参数的上下限。在了解被测试通道 的性能特征之后，应确定试验信号变化的性质。设备性能的退化或故障可能影响对上升时间、幅值或其 他波形特性的响应。不同性质的试验信号有以下几种类型。为了检验各种预期工况下通道的合格性 能，对给定的通道或设备进行试验，按实际需要可选用一种类型的信号，也可采用几种类型信号的组合， a）慢变化信号。如果这种类型的信号要求保护动作，而且通过观测或根据设备的响应（其变化已 趋于允差带的限值）表明该设备可能对慢变化的信号不会产生保护动作，那么应选用这种类型 的信号。 b）快变化信号。如果这种类型的信号要求保护动作，而且通过观测或根据设备的响应（其变化已 趋于允差带的限值）表明该设备可能对快变化的信号不会产生保护动作，那么应选用这种类型
.2.3试验合格的标志：
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的信号。 c）大变化信号。如果这种类型的信号要求保护动作，而且通过观测或根据设备的响应（其变化已 趋于允差带的限值）表明该设备可能对相对正常值的大偏差信号不会产生保护动作（例如，出 现了饱和或弯曲），那么应选用这种类型的信号。 7.2.8定期试验程序不宜要求临时的试验连接。为了试验需要临时的试验连接、卸下熔断器、断开断 路器或用其他方法断开电路时，应遵守现行的管理规程。试验程序或管理规程应提供检验断开的电路 或临时连接在试验完成之后恢复到正常状态的方法。 7.2.9针对模拟设备/系统，试验信号的幅值应进行变化以确定所监测的变量在达到整定值时能触发 保护动作。宜对模拟量输人信号进行试验以验证参数超量程时输人通道的状态。模拟量输入信号可以 在自诊断期间或设备退出运行期间进行试验，以验证超过量程上下限的报警定值相对于预设值仍是有 效的。自动校准也是一种用于检查模拟量输入通道的方法，这种方法通常是基于单个组件而实现，并且 当任一通道超出校准范围时将向操纵员提供报警。 7.2.10针对数字化的控制/保护系统或设备，当其具备连续验证数字化处理部分正确运行的机制且满 足如下条件时，可不再需要进行定期试验： a）输人接口已自动或手动地进行试验； b）输出接口已自动或手动地进行试验；
8.1初始的试验间隔时间或以后的试验间隔时间的改变可利用确定论的或基于风险指引的方法（或两 者的结合）来决定。 8.2试验间隔时间还宜考虑与可用性目标有关的设计基准试验间隔时间。 8.3不运行的或者已脱扣的系统或设备无需做试验，但在它们再次投入运行以前应进行试验。 8.4利用确定论方法决定初始的试验间隔时间宜考虑下列因素。
8.1初始的试验间隔时间或以后的试验间隔时间的改变可利用确定论的或基于风险指引的方法（或两 者的结合）来决定。
a） 监管部门的要求； b） 风险增加量； C 电厂计划的运行循环周期； d） 对电厂安全的影响； 有效的人力使用； f） 电厂人员所受的放射性照射； g） 因试验引起的设备性能退化 3.4.2 对于设备还宜考虑： a 制造厂的技术规格书或建议： 类似设备使用的历史经验，例如，故障率数据（包括从可靠性数据库获得的资料），运行前试验 质量资料YB/T 5252-2011 轴尖用合金 3J22 丝材，以及工业使用经验和电厂的运行经验； ） 设备鉴定报告和分析； 故障数据：重要的故障模式、故障的机理以及故障和修复的概率分布是确定试验间隔时间主要 考虑的问题。这些分布用参数表征，例如，平均故障间隔时间（MTTF）、平均修复时间 （MTTR）、故障概率和可变性（可从试验结果获得）、历史数据和工程判断力。 3.5还可以利用基于风险指引技术的方法决定初始的试验间隔时间。应用该方法时，还宜考虑以下因 索引人的风险：
8.4.2对于设备还宜考虑：
8.4.2对于设备还宜考虑
a）试验引起的电站瞬态； b）试验引起设备过早老化、磨损等； 整个电厂寿期，因为部件重新配置时的人为错误，造成被试验部件不正确配置； 试验期间设备不可用； e 电厂人员所受的放射性照射； f 电厂人员的负荷。 3.6为了确定试验间隔时间能否保证设备有效运行，应定期评价试验间隔时间对所设计的设备性能的 彭响，变更试验间隔时间应得到监管部门的批准SB/T 10353-2011 生猪屠宰加工职业技能岗位标准、职业技能岗位要求，宜考虑以下情况： a）设备性能历史经验、实际的故障率以及故障率的可能明显增加； b）与故障相关的纠正行动； c） 在同类电厂或环境、或两者中设备的性能； d) 与设备有关的电厂设计的变更； e 检测到故障率的重大变化。 3.7试验间隔时间也可以应用风险指引的方法进行变更，但要证明这样的变更对被试验设备的预期性 能无有害影响，并证明这样的变更不会对公众的健康与安全或堆芯损坏造成有害的影响。
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11HAF102—2016核动力厂设计安全规定