IEC 61888 pdf download – Nuclear power plants – Instrumentation important to safety – Determination and maintenance of trip setpoints
1 scope
This standard defines the requirements for assuring that automatic setpoints for nuclearsafety system instrumentation (as defined in clause 3), are established and maintained withinspecified limits in nuclear power plants and nuclear reactor facilities.
2Normative references
The following referenced documents are indispensable for the application of this document.For dated references,only the edition cited applies.For undated references, the latest editionof the referenced document (including any amendments) applies.
IEC 60050-394:1995,International Electrotechnical Vocabulary (IEV) – Chapter 394: Nuclearinstrumentation: lnstruments
IEC 60671, Periodic testing and monitoring of the protective system of nuclear reactors
IEC 61513:2001，Nuclear power plants – Instrumentation and control for system important tosafety – General requirements for systems
IAEA NS-R-1:2000, Safety of nuclear power plants: Design
3Definitions
For the purposes of this document, the following terms and definitions apply.
NOTE Additional definitions related to instrumentation terminology may be found in IEC 60050-394.
3.1
allowable value
a limit value that the trip setpoint may have when tested periodically，beyond whichappropriate action shall be taken
3.2
analytical limit (of setpoint)
limit of a measured or calculated variable established by the safety analysis to ensure thata safety limit is not exceeded.The margin between the analytical limit (of the setpoint) andthe safety limit allows to take into account:
– the response time of the instrument channel,
– the range of transients due to the considered accident.
3.3
tel-que-mesure
etat dans lequel une chaine de mesure ou une partie de chaine est trouvee apres une perioded’exploitation et avant reetalonnage (si necessaire)
3.4
tel-qu’etalonne
etat dans lequel une chaine de mesure ou une partie de chaine est laissee apres etalonnageou apres verification du point de consigne du dispositif de consigne final
3.5
derive
modification non souhaitee de la sortie sur un certain laps de temps，independante del’entree, de lenvironnement ou de la charge
3.6
erreur
difference algebrique entre la valeur affichee et la valeur ideale du signal mesuré
3.7
dispositif de consigne final
composant ou ensemble de composants fournissant ‘entree de la logique de vote pour desequipements manouvres
NOTELes blstables, les relais， les pressostats et les contacteurs de niveau sont des exemples de dispositfsde consilgne finals.
3.8
repli
caractéristique d’un appareil qui apparait lorsqu’une nouvelle modification de ‘entrée produitune variation du signal de sortie inverse au sens specifie qui lie entree-sortie
3.9
incertitude independante
les incertitudes des composants sont independantes les unes des autres si leurs ordres degrandeur ou leurs signes algebriques ne sont pas correles de maniere significative
3.10
chaine de protection
ensemble de composants et de modules comprenant un ou plusieurs capteurs et destiné agenerer un signal unique d’action de protection lorsque I’etat d’une centrale le necessite
3.11
plage de fonctionnement de la chaine d’instrumentation
zone situee entre les limites dans lesquelles une quantite est mesuree,recue ou transmise.S’exprime en donnant la valeur la plus haute et la valeur la plus basse de la plage defonctionnement.
3.12
rglage des points de consigne de systeme de sureté(RPCSs)
les reglages des points de consigne du systeme de protection des reacteurs nucleaires sontles reglages pour des dispositifs de protection automatique correspondant aux grandeurssignificatives pour les fonctions de sorete
3.13
systeme d’instrumentation de surete nucleaire
equipement ou instruments electriques ou électroniques destines a assurer un contrble etune surveillance appropries du reacteur nucleaire，comprenant toute l’instrumentation dessystemes de surete et de controle
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