《核电厂常规岛设备老化状
《核电厂常规岛设备老化状
态与寿命评估标准》
（征求意见稿）
编制说明
苏州热工研究院有限公司
2012年5月
目 录
1. 工作简况 ..................................................................................................................................... 1
1.1任务来源 ............................................................................................................................ 1
1.2工作简要过程 .................................................................................................................... 1
1.3主要参编单位和工作组成员 ............................................................................................ 1
2. 标准编写原则和主要内容 ......................................................................................................... 1
3. 主要试验验证情况和预期达到的效果 ..................................................................................... 2
4. 与现行法律、法规、政策及相关标准的协调性 ..................................................................... 2
5. 贯彻标准的要求和措施建议 ..................................................................................................... 2
6. 代替或废止现行标准的建议 ..................................................................................................... 2
7. 采用国际标准和国外先进标准情况 ......................................................................................... 2
8. 标准名称与计划项目名称发生变化的主要原因 ..................................................................... 2
9. 重要内容的解释和其它应予说明的事项 ................................................................................. 2
1. 工作简况
1.1任务来源
根据国家能源局《国家能源局关于核电标准修订计划的通知》（国能科技
〔2011〕48号），《核电厂常规岛设备老化状态与寿命评估标准》由核工业标准
化研究所归口。
本标准是核电厂常规岛及BOP标准体系中运行与维护类标准。
1.2工作简要过程
大亚湾核电厂、秦山核电厂等依据国际上成熟的方法开展了核电厂关键
设备的老化状态和寿命评价工作，其中常规岛的设备是重要的组成部分。项
目组成员均从事过核电厂系统、构筑物和部件（SSCs）的老化管理研究工作，
并参与核电厂重要设备的老化状态和寿命评估，熟悉设备状态评估和寿命评
估的方法、流程等。
本标准在制定过程中，引进、消化和吸收了国际原子能机构（IAEA）、美
国核管会（NRC）的相关成果，并对国内核电厂的常规岛设备寿命评估工作进
行了调研、分析，参考国内火电厂机组寿命评估方法，制定适用于核电厂常
规岛设备老化状态和寿命评估的编制指南，形成本标准的初稿。
1.3主要参编单位和工作组成员
本标准由苏州热工研究院有限公司编制。标准编制工作组成员包括：
苏州热工研究院有限公司：负责调研国内外相关文献，编制标准草稿、
征求意见。
参编人员：薛飞、遆文新、余伟炜、王勇、黄磊、刘啸天；
其他单位：负责完善设备老化状态和寿命评估方法，并对标准结构、
内容进行校核、审核。
参编人员待定。
2. 标准编写原则和主要内容
国际原子能机构（IAEA）自上世纪80年代已开始关注核电厂老化管理方
面的工作，并陆续初版了一系列相关法规导则、标准、技术报告等文献，极
大的促进了成员国核电厂老化管理工作的开展。常规岛设备的老化状态和寿
命评估工作也得到了极大的重视和发展，并逐渐体系化。在标准编制过程中
参考了IAEA、美国NRC等机构发布的其它报告，如NRC出版的NUREG 1801 GALL
报告。
目前，国内尚没有关于核电厂常规岛设备老化状态和寿命评估的国家或行业标
准，本标准是新编行业标准（推荐）。
在借鉴NRC工作成果基础之上，参考国内已编制的国家推荐标准编制《火
电机组寿命评估技术导则》，编制组确定的编制原则是：
标准应具有先进性和可操作性；
促进国内核电厂老化状态和寿命评估的规范化；
有利于指导国内核电厂开展设备老化状态和寿命评估工作。
本标准制定的主要内容包括两方面：
确定常规岛设备老化状态和寿命评估需要的设计参数、运行参数以及检查
数据等；
确定用于压水堆核电厂常规岛设备老化状态和寿命评估的指导性方法（如
准则、规范、内容要求等）。
3. 主要试验验证情况和预期达到的效果
本标准无试验验证情况。
本标准的制定，预期达到的效果：
为国内核电厂进行常规岛设备老化状态和寿命评估提供行业指导性
文件；
为国内核电厂常规岛设备老化状态和寿命评估提供规范性和指导性
方法，最终达到保证电厂安全、稳定运行的目的。
4. 与现行法律、法规、政策及相关标准的协调性
本标准主要以NUREG-1801《通用老化经验报告》、IAEA-TECDOC-540《核电
厂老化的安全问题》中的内容为指南性文件，同时参考了国家推荐标准《火电
机组寿命评估技术导则》中的部分内容。
5. 贯彻标准的要求和措施建议
本标准为行业推荐标准。
贯标的对象主要是核电厂营运单位、监管单位等。
可采取会议、集中学习或网上宣传等贯标措施。
6. 代替或废止现行标准的建议
本标准为新编行业标准（推荐），无。
7. 采用国际标准和国外先进标准情况
无。
8. 标准名称与计划项目名称发生变化的主要原因
无。
9. 重要内容的解释和其它应予说明的事项
本标准是运行与维护类标准，给出了核电厂常规岛设备老化状态和寿命
评估方法指南。
《核电厂常规岛焊接工艺评定规程》等15项行业标准
NB/T 25086-2018
核电厂常规岛焊接工程质量验收规程
2018-11-21
2019-4-1
4
NB/T 25087-2018
核电厂水处理用离子交换树脂动力学性能试验方法
2018-11-21
2019-4-1
5
NB/T 25088-2018
压水堆核电厂凝汽器真空系统调试导则
2018-11-21
2019-4-1
6
NB/T 25089-2018
核电厂常规岛闭式冷却水换热器技术条件
2018-11-21
2019-4-17ຫໍສະໝຸດ NB/T 25090-2018
核电厂常规岛闭式循环冷却水泵技术条件
2018-11-21
2019-4-1
8
NB/T 25091-2018
核电厂常规岛水压试验规范
2018-11-21
2019-4-1
附件
行业标准目录
序号
标准编号
标准名称
代替标准
采标号
批准日期
实施日期
1
NB/T 25084-2018
核电厂常规岛焊接工艺评定规程
DL/T 1117-2009
2018-11-21
2019-4-1
2
NB/T 25085-2018
核电厂常规岛焊接技术规程
DL/T 1118-2009
2018-11-21
2019-4-1
2019-4-1
12
NB/T 25095-2018
核电厂海工构筑物防腐蚀施工及验收规范
2018-11-21
2019-4-1
13
NB/T 25096-2018
核电厂用离子交换树脂有机溶出物的测定方法
M310核电机组常规岛大量漏氢的应对措施探讨
M310核电机组常规岛大量漏氢的应对措施探讨摘要：M310核电机组所采用水氢氢发电机的特点，以某核电机组在大修结束后启动时，发电机密封油系统过滤器的堵塞导致发电机内的氢气大量泄漏至常规岛厂房中为例。
本文阐述发电机出现氢气大量漏氢时，如何及时发现漏氢以及机组可以采取的措施来限制机组出现漏氢后的后果。
重点给出了当班运行值在出现该种事故的情况下的应急措施，确保机组在出现大量漏氢时，通过运行的紧急有效的干预，避免已出现事故的恶化，尤其是氢爆。
关键字：发电机；氢气；漏氢；应急措施1 概述某核电厂M310核电机组的发电机是上海发电机有限责任公司引进美国西屋公司世界级技术基础上，对已成熟投产的600MW产品进行优化后设计制造的国产核能汽轮发电机，发电机的型号为QFSN-660-2型（QF—代表汽轮发电机；S—代表定子水内冷；N—氢内冷；660—额定容量为660MW；2—代表两极），这种型号的发电机为三相交流两极同步式发电机，其发电机采用了水氢氢的冷却方式（发电机的定子绕组为水内冷却，转子绕组为氢气内冷，定子铁心及其结构部件为氢气冷却）。
2事件背景常规岛可能出现氢气大量泄漏易发生在发电机密封油系统故障或者发电机氢气供应系统的管道或阀门出现大量泄漏。
2.1 某核电厂M310机组大修后冲转时漏氢2013年3月，某核电厂M310机组汽机打闸以后惰走到623转/分时，其主控室触发了氢油压差低和空/氢侧直流油泵启动的报警，查看电厂计算机系统中氢油压差最低到9.4kpa，按照厂家给出的试验结果（发电机的密封油压力必须至少要高于发电机内的氢气压力20KPa才能确保密封发电机内的氢气），而此时出现的报警表明，此时的压差下发电机密封油已经不能密封住发电机里450KPa的氢气。
而主控室的运行人员又发现了发电机密封油系统空侧油箱的另一台排烟风机已经自动启动，两台排烟风机同时投入运行，但是排烟风机的入口没有办法建立起负压，这种现象表明发电机里的氢气已经通过发电机轴承的腔室大量往外溢出。
核电设备
三.规范标准
1.采用规范标准的原则
－中国的法规、条例和规定必须遵照执行 －结合国情，参照大亚湾核电站使用的法国RCC 系列标准和其他国家标准 －适当采用中国国家标准和核工业标准
2.实际规范标准应用情况 2.
（1）国家颁布的法律、法规、条例规定。如环 境保护法、锅炉压力容器安全监察暂行条例、 核安全法规和导则等。 （2）法国规范标准 ① RCC系列 RCC-P、 RCC-M、 RCC-E、 RCC-G、 RCC-I、 17 RCC-C、
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（2）电气设备的安全分级 若电气设备和部件涉及安全功能和事故后保护公 众的系统，则定为IE级。 未列入IE级的设备用NC表示 四种电气设备鉴定程序 －标准鉴定程序 －K3鉴定程序 －K2鉴定程序 －K1鉴定程序
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4.抗震分级
（1）所有与安全有关的机械和电气设备，包括 安全1、2、3级和LS级机械设备及IE级电气设 备都有抗震要求，定为抗震1类设备 （2）部分设备和部件虽无核安全要求，但按其 重要性必须验证其抗震能力的也可定为抗震1 类 （3）抗震1类的机械设备和部件分三类： －1I类：在安全停堆地震（SSE）下必须保持结 构完整性和密闭性 －1F类：在安全停堆地震（SSE）下要求保持功 能的专设安全设施及其支承系统的非能动部件 －1A类：在安全停堆地震下要求完成动作确保事 故后安全功能的能动设备
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6.质量保证等级
（1）质量保证等级分为：Q1、Q2和Q3级，无质 量保证要求的为QNC级。 （2）各级要求： Q1－遵照HAF003和相应导则中的全部要求，制 定实施质保大纲，满足合同等采购文件中的质 保要求。 Q2－遵照HAF003和相应导则中的绝大部分要求， 制定和实施质保大纲程序（质保手册），并满 足合同等采购文件中的质保要求。 Q3－制定和实施质保工作程序和细则，并满足合 同等采购文件中的质保要求。
核电厂常规岛防火设计特点分析
核电厂常规岛防火设计特点分析发表时间：2016-08-29T10:56:20.643Z 来源：《电力设备》2016年第12期作者：付玉芳叶子青[导读] 我国当前的发电产业中主要还是以火力发电为主，为了减少温室气体的排放量。
付玉芳叶子青（中广核工程有限公司设计院广东深圳 518000）摘要：近几年我国经济不断发展，工业生产与居民生活对电力的需求逐渐增长，核电作为一种高效与低污染的能源在我国的应用越来越广泛，我国的核电产业进入了快速发展的时期。
常规岛做为核电厂的重要组成部分其安全性是正常发电的有力保障，因此核电厂常规岛主厂房的防火设计特点和注意事项，以及如何将厂房内假想火灾事故的发生概率或损害降至最低就显得尤为重要。
关键词：核电厂常规岛；防火设计；纵深防御；火灾一、引言我国当前的发电产业中主要还是以火力发电为主，为了减少温室气体的排放量，人们逐渐开始寻找利用清洁能源进行发电的方法，太阳能、风能、潮汐发电等形式虽然不会对环境造成破坏，但是由于其经济性的原因很难投入到大规模的生产中去，因此，核电成为了当前的必然选择。
人们在采用核电发电以来，火灾在核电站的安全事故中所占的比例逐渐增长，不仅造成较大的经济损失，也带来了恶劣的社会影响，因此，加强核电站的防火设计是核电站设计的一个重要组成部分。
二、核电厂常规岛防火设计规范鉴于核电厂的特殊地位以及重要性,核电厂进行防火设计的倡导“预防为主，防消结合”的方针和“纵深防御”的原则。
核电厂常规岛的消防设计应遵守《核电厂常规岛防火设计规范》，并参照《建筑设计防火规范》、《消防法》以及中国核安全导则HAD102/11《核电厂防火》的相关规定。
在2012年之前，我国一直没有专门适用于核电站常规岛的防火设计规范，核电站常规岛防火设计大都是参照国外规范，同时结合《建筑防火设计规范》进行设计，2012年10月1号之后，我国的《核电厂常规岛防火设计规范》开始实施。
根据《核电厂常规岛防火设计规范》中的规定，核电常规岛内不同组成部分的火灾危险性被分为甲、乙、丙、丁、戊五个等级，耐火极限则被分为三个耐火等级，除冷却塔为三级外，其余组成部分均为一级或二级，同时《核电厂常规岛防火设计规范》还对不同构建的耐火极限进行了严格的限定。
核电设备培训讲义(3)
（4）承压设备的形位公差
①容器园筒节和锥形筒节
－椭圆度小于(D+1250)/200或D/100中的较小值 （D公称直径）
－直筒段的圆心偏差：当壁厚小于10mm时，不 应超过钢板厚度5%再加3mm
②容器封头的形位公差：最大与最小的内径之差 应小于(D+1250)/200或（D+300）/100 （取两 式中较小值）
②奥氏体不锈钢成形的注意点 －工具需清洗除油
－热成形应在低燃油炉、电炉或燃气炉内在中性 或氧化气氛中加热
－避免与碳钢接触 －在热弯前或弯后、热处理前应按规定洗涤除油 ③2级和3级热交换器管的弯管尺寸公差 －壁厚减薄不应大于直径最小壁厚10% －算弯值曲的部7分%椭圆度不超过(d最大-d最小)/dN×100计
17
③各有关专业按RCC要求编制的专用通用技术条 件。如安全壳钢衬里用6mm厚20HR钢板技术 条件，IE级电气设备抗震鉴定试验技术条件
④根据RCC-M编制的安装技术要求
18
3.不同标准的处理情况
（1）问题的由来： －多国采购 －部分外商只能执行ASME （2）解决办法：
－ RCC-M与ASME作比较，主要区别在：材料，
BOP共有110个子项，其中PX子项包括海水循环 泵，海水蝶阀，鼓形滤网及水闸门等。
8
二.设备分级
1.设备分级目的
（1）保证执行安全功能的设备的可靠性。 安全功能包括： －反应堆紧急停堆和维持反应堆在安全停堆状态 －堆芯和安全壳厂房的冷却（中期和长期冷却） －放射性物质的封存和限制向环境的排放 （2）按分级规定不同的设计、制造和检验要求，
（2）法国规范标准 ① RCC系列 RCC-P、 RCC-M、 RCC-E、 RCC-G、 RCC-I、16
核电厂常规岛主厂房设备安装保证措施研究
为大件吊装 区域 ，主要设备将通过此区域 吊装至汽
机房上下各层 。ｃ Ｉ 主厂房各层 四角均布置有楼梯
作为各层访 问通道。在 Ｔ ． １ 柱靠 Ｔ ． Ｅ排柱处设置一
台电梯 。
－
电力大学机械专业 ， 高级 工程师 ， 从事火 力发电 、 核 电工
程项 目建设 和施工等工作 。
６９ ・
分 离再热器、除氧器等设备的重量和外形尺寸均比常规火电的设备重和大，其吊装措施在 ｃ Ｉ 主 厂房设计时应综合考虑 ，对施 工质量和工程进度都是有益的。介绍 了某 Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 核电厂设备安装 的ｃ Ｉ 主厂房设计与设备安装的配合 ，为相关工程建设、设计者提供参考。
关 键 词 ：Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 核 电 ；Ｃ Ｉ 主厂房 ；设 备安 装 ；施 工措施
（ ｓ Ｌ — １ ）为 ０ ． ０ ７ ５ ｇ ，竖向设计加速度峰值应采用水 平 向设计加速度峰值 的 ２ ／ ３ 。气象条件 ：厂址 ５ ０ ａ
一
遇１ ０ ｍｉ ｎ 最大风速 （ 包括热带气旋）为 ４ １ ． ５ １ ｍ ／ ｓ 。
２ 常规 岛主厂房 的布 置
２ ． １ 工艺 布置
山 西
电
力
２ ０ １ ４年第 １ 期
在ｃ Ｉ 主厂 房 地下 ２层 主要 布 置 了凝 汽 器 、凝 结水 泵 、开式 循 环 冷却 水 泵 和 电动滤 水 器 等设 备 。 Ｃ Ｉ 主 厂 房地 下 １ 层 主 要 布 置 了 电动 给 水 泵 、低 加 疏水 泵 、闭式 循 环冷却 水 泵 、凝 结水 升乐 泵 、真 空
法 就 位 ，拆 除 部 分 结 构 构 件 ，会 影 响 到结 构 的 安
全 ，有 的采 取 临时措 施 ，费用 比较 大 ，如果 与施 丁
核电厂常规岛消防灭火系统设计的几点建议
核电厂常规岛消防灭火系统设计的几点建议摘要：核电站火灾危险性最大的区域是常规岛，核电站中常规岛消防设计具有很强的针对性和特殊性，确保核电厂常规岛灭火系统安全非常重要，因此消防设计人员在按照规范设计的同时，还应从运行、维护的角度去考虑，优化消防系统和布置设计，力求系统布置合理、安全可靠、运行维护方便。
基于此本文分析了核电厂常规岛消防灭火系统设计。
关键词：核电厂；常规岛；消防灭火系统；设计1、核电站消防系统的设置目的与主要设计原则1.1核电站消防系统的设置目的与设计理念核电站消防系统的设置必须达到如下基本目的：（1）确保核电站工作人员的人身安全，即火灾发生时，保证有关人员可安全疏散。
（2）保证发生火灾时或火灾后，仍能维持核电站的核安全功能的完整性：①安全停堆，并维持在安全停堆状态；②停堆后（包括事故工况），从堆芯中排出余热；③减少放射性物质释放并提供必要的手段，使任何释放均低于可接受的规定限值。
（3）限制可能导致核电站设备和仪表长期不可使用的火灾发生。
为达到上述目的，消防设计采用了纵深防御设计理念：①预防火灾的发生（将火灾发生的概率降至最低）；②快速探测已发生的火灾并及时灭火，限制火灾的危害（能动防火）；③防止火灾的蔓延，限制火灾对电厂安全功能的影响（非能动防火）。
1.2核电站消防系统的主要设计原则核电站消防系统的设计应以《核电厂防火》安全导则和《核电厂防火准则》为指导，但尚不能完全作为核电站消防系统设计的技术规范标准。
由于国内核电站多数是引进国外的商业堆，其消防设计应与工艺系统和厂房设计、建造相匹配，因此还应遵循核岛引进国的消防设计规范。
由于核电设施的特殊性，《核电厂防火》安全导则强调纵深防御设计理念，即冗余、多样配制消防安全措施，冗余即同功能、同类型设备重复设置；此外，核电站消防系统的保护范围大大超过了国内火电厂的设置范围。
根据与核安全关联性的不同，全厂消防系统划分为核安全设施的消防系统和非核安全设施的消防系统，两者设计基准不同；其中与核岛相关的消防系统属于核安全设施的消防系统，需按抗震系统考虑，根据与核安全关联性的密切程度不同，其抗震等级也不同。
核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理导则_标准编制说明
核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理导则编制说明（征求意见稿）2012年9月24日目录1任务来源及计划要求 (1)2编制过程 (1)3调研和分析工作的情况 (2)4主要技术内容的说明 (3)5验证试验的情况和结果 (4)6采用国外先进标准情况 (4)7与现行法规标准的关系 (4)8实施标准的要求和措施的建议 (4)9废止现行有关标准的建议 (4)10其他要说明的事项 (4)11编制标准参考资料清单（根据必要性） (4)1任务来源及计划要求1.1 任务来源建立和完善适合我国工业基础的核电标准体系，是发展核电和推进核电国产化的基础性工作。
为适应我国核电快速发展的形势，加快建立和完善核电标准体系，国家能源局已于2010年8月发布《压水堆核电厂常规岛及BOP标准体系项目表》（简称体系表）。
本标准制订任务由中国电力企业联合会《关于征求“压水堆核电厂常规岛及BOP标准体系”修订意见的函》（标准函[2011]138号）下达（见该通知附件“已发布核电厂常规岛、BOP标准体系项目表”体系表中总序号6项），由中广核集团苏州热工研究院组织编制、计划于2012年9月完成报批稿。
1.2 计划要求根据课题任务书或合同要求，本标准各阶段草案的完成时间安排为：2012年9月30日，完成编制组讨论稿（标准初稿）；2012年12月1日，完成征求意见稿；2013年2月16日完成报批稿。
2编制过程2.1 工作组简况《核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理导则》标准课题工作组成员由以下五人组成：张圣（课题负责人），傅菊，江虹，陈宇，黄立军。
2.2 编制原则本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制。
本标准规定了核电厂常规岛与辅助配套设施可靠性数据管理的技术内容，适用于核电厂全寿期的设备可靠性数据的统计与分析。
2.3 标准编制方案阶段2012年1月中旬完成了“标准编制大纲”的编制，并于2月29日召开了标准编制大纲的内部评审会。
常规岛设备采购进度管理
常规岛设备采购进度管理摘要：本文针对某核电项目常规岛及BOP设备采购进度计划的编制、审核、批准、发布、更新及风险管控情况以及在计划管理过程中存在的良好实践和经验反馈进行了归纳和总结，希望在后续项目常规岛及BOP采购计划管理工作中能够有所借鉴。
关键字：常规岛采购；计划管理体系；进度计划；风险预警1、前言设备采购进度管理是设备采购管理的核心工作之一，也是工程项目实现“四大控制”中“进度控制”的主要环节之一。
采购进度计划作为采购任务的先行和龙头，指导采购工作按部就班地开展，其中所涉及的招投标、设备制造与交付等工作能否按时完成将直接影响现场工程的设计、安装进度，进而对整个项目工期造成影响。
因此，在整个采购周期中，采购进度管理方面所发生的问题、积累的经验和由此产生的经验反馈，将对后续类似项目的建设起到良好的借鉴作用。
2、概述核电项目CI/BOP物项采购进度计划一般实行四级管理，其中一级进度计划由核电厂业主方发布并管理，主要包含项目建设过程中的重要里程碑节点，二级进度计划由项目总承包方编制与管理，主要包含项目建设过程中设计、采购、施工等方面主要工作。
采购三级进度计划作为上述两级计划的细化，对其中的采购部分的主要工作进行定义与安排，为采购工作的总体开展提供指导，并在实施过程中依照现场工程进展和实际需求的变化进行定期升版与调整。
四级进度计划是对三级进度计划的进一步细化，主要体现设备在制造阶段的具体工作，该计划管理一般通过两种方式，一种由各设备供应商依照三级进度计划编制并报总承包方批准后实施，另一种直接由总承包方整合设备供应商的制造和供货计划，对三级进度计划进行细化后发布并管理，不论采用哪种形式，四级进度计划均需依据三级进度计划的调整同步进行调整。
从上述描述中可知，采购三级进度计划作为采购工作的指导性计划，向上承接一、二级进度计划的总体要求，向下为采购四级进度计划的编制提供指导性依据，同时对接设计、施工三级进度计划的设计出图和物项到货需求，是整个采购工作计划体系中的核心。
核电厂常规岛仪表与控制设计规程
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3
条文说明
4
1总则
5
2控制方式
4检测
3控制室和电子设 备间
5报警
1
6保护
2
7开关量控制
3
8模拟量控制
4
9控制系统
5 10核岛与常规
岛之间仪控的 接口要求
12就地设备安 装、管路及电
缆
13视频监视系 统
3控制室和电子设备间
3.1控制室 3.2电子设备间
4检测
4.1一般规定 4.2检测项目
5报警
11电源和气源
11.1电源 11.2气源
12就地设备安装、管路及电缆
12.1就地设备安装、管路及防护 12.2电缆 12.3接地
3控制室和电子设备间
3.1控制室
4检测
4.1一般规定
5报警
5.1一般规定
6保护
6.1一般规定 6.3汽轮机保护 6.4辅机保护
7开关量控制
7.1一般规定 7.2顺序控制 7.3联锁
8模拟量控制
8.2模拟量控制项目
9控制系统
9.1一般规定 9.5通信
12就地设备安装、管路及电缆
12.2电缆
读书笔记
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5.1一般规定 5.2报警项目
6保护
6.1一般规定 6.2核电机组保护 6.3汽轮机保护 6.4辅机保护 6.5其他保护