IEC 62117:1999

NORME CEI
INTERNATIONALE IEC
INTERNATIONAL
Première édition
STANDARD
First edition
1999-12
Instrumentation des réacteurs nucléaires –
Réacteurs à eau légère pressurisée (REP) –
Surveillance du refroidissement correct
du coeur au cours de l'arrêt à froid
Nuclear reactor instrumentation –
Pressurized light water reactors (PWR) –
Monitoring adequate cooling within the core
during cold shutdown
Numéro de référence
Reference number
CEI/IEC 62117:1999
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sont numérotées à partir de 60000. issued with a designation in the 60000 series.
Publications consolidées Consolidated publications
Les versions consolidées de certaines publications de Consolidated versions of some IEC publications
la CEI incorporant les amendements sont disponibles. including amendments are available. For example,
Par exemple, les numéros d’édition 1.0, 1.1 et 1.2 edition numbers 1.0, 1.1 and 1.2 refer, respectively, to
indiquent respectivement la publication de base, la the base publication, the base publication incor-
publication de base incorporant l’amendement 1, et la porating amendment 1 and the base publication
publication de base incorporant les amendements 1 incorporating amendments 1 and 2.
et 2.
Validité de la présente publication Validity of this publication
Le contenu technique des publications de la CEI est The technical content of IEC publications is kept
constamment revu par la CEI afin qu'il reflète l'état under constant review by the IEC, thus ensuring that
actuel de la technique. the content reflects current technology.
Des renseignements relatifs à la date de reconfir- Information relating to the date of the reconfirmation
mation de la publication sont disponibles dans le of the publication is available in the IEC catalogue.
Catalogue de la CEI.
Les renseignements relatifs à des questions à l’étude et Information on the subjects under consideration and
des travaux en cours entrepris par le comité technique work in progress undertaken by the technical
qui a établi cette publication, ainsi que la liste des committee which has prepared this publication, as well
publications établies, se trouvent dans les documents ci- as the list of publications issued, is to be found at the
dessous: following IEC sources:
• «Site web» de la CEI* • IEC web site*
• Catalogue des publications de la CEI • Catalogue of IEC publications
Publié annuellement et mis à jour Published yearly with regular updates
régulièrement (On-line catalogue)*
(Catalogue en ligne)*
• Bulletin de la CEI
• IEC Bulletin
Disponible à la fois au «site web» de la CEI*
Available both at the IEC web site* and
et comme périodique imprimé
as a printed periodical
Terminologie, symboles graphiques
Terminology, graphical and letter
et littéraux
symbols
En ce qui concerne la terminologie générale, le lecteur
For general terminology, readers are referred to
se reportera à la CEI 60050: Vocabulaire Electro-
IEC 60050: International Electrotechnical Vocabulary
technique International (VEI).
(IEV).
Pour les symboles graphiques, les symboles littéraux
For graphical symbols, and letter symbols and signs
et les signes d'usage général approuvés par la CEI, le
approved by the IEC for general use, readers are
lecteur consultera la CEI 60027: Symboles littéraux à
referred to publications IEC 60027: Letter symbols to
utiliser en électrotechnique, la CEI 60417: Symboles
be used in electrical technology, IEC 60417: Graphical
graphiques utilisables sur le matériel. Index, relevé et
symbols for use on equipment. Index, survey and
compilation des feuilles individuelles, et la CEI 60617:
compilation of the single sheets and IEC 60617:
Symboles graphiques pour schémas.
Graphical symbols for diagrams.
* Voir adresse «site web» sur la page de titre.
* See web site address on title page.

NORME CEI
INTERNATIONALE IEC
INTERNATIONAL
Première édition
STANDARD
First edition
1999-12
Instrumentation des réacteurs nucléaires –
Réacteurs à eau légère pressurisée (REP) –
Surveillance du refroidissement correct
du coeur au cours de l'arrêt à froid
Nuclear reactor instrumentation –
Pressurized light water reactors (PWR) –
Monitoring adequate cooling within the core
during cold shutdown
 IEC 1999 Droits de reproduction réservés  Copyright - all rights reserved
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électronique ou mécanique, y compris la photo-copie et les including photocopying and microfilm, without permission in
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U
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International Electrotechnical Commission
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– 2 – 62117 © CEI:1999
SOMMAIRE
Pages
AVANT-PROPOS . 6
INTRODUCTION .8
Articles
1 Domaine d'application et objet. 10
2 Références normatives. 12
3 Définitions et abréviations . 14
4 Conditions de fonctionnement . 16
4.1 Généralités . 16
4.2 Opérations de maintenance au cours de l'arrêt à froid . 16
4.3 Opération de rechargement du combustible au cours de l'arrêt à froid . 18
5 Méthodes de mesure. 18
5.1 Généralités . 18
5.2 Instruments de mesure du niveau d'eau dans la cuve du réacteur. 20
5.2.1 Mesure de la pression différentielle . 20
5.2.2 Mesure par thermocouple chauffé. 20
5.3 Dispositifs de mesure du niveau d'eau dans la tuyauterie de sortie de la cuve du
réacteur . 22
5.3.1 Mesure de la pression différentielle . 22
5.3.2 Surveillance du niveau d'eau par ultrasons . 22
5.4 Dispositifs de mesure de la température à la sortie du cœur . 22
5.4.1 Thermocouples à la sortie du cœur. 22
5.4.2 Température de la tuyauterie de sortie de la cuve du réacteur . 24
5.4.3 Température du système d'évacuation de la puissance résiduelle . 24
6 Exigences relatives à l'instrumentation . 24
6.1 Exigences générales . 24
6.1.1 Classes de sûreté . 24
6.1.2 Précision et temps de réponse . 24
6.1.3 Fiabilité . 26
6.1.4 Cas d'une défaillance unique . 26
6.2 Mesure de pression différentielle. 26
6.2.1 Transmetteurs de pression différentielle . 26
6.2.2 Colonnes de référence . 26
6.2.3 Emplacements des piquages pour la mesure de pression différentielle . 28
6.2.4 Installations de la ligne d'instrumentation hydraulique . 28
6.2.5 Température des lignes d'instrumentation hydraulique . 30
6.2.6 Type et qualité du fluide dans les lignes d'instruments . 30
6.3 Mesure par thermocouple chauffé . 30
6.4 Mesure du niveau d'eau par ultrasons . 30
6.4.1 Application . 30
6.4.2 Précision et temps de réponse . 32
6.4.3 Questions relatives à l'installation. 32
6.4.4 Questions spéciales relatives à l'interface homme-machine . 32
6.5 Dispositifs de mesure de température . 32

62117 © IEC:1999 – 3 –
CONTENTS
Page
FOREWORD . 7
INTRODUCTION .9
Clause
1 Scope and object . 11
2 Normative references . 13
3 Definitions and abbreviations. 15
4 Operational conditions. 17
4.1 General. 17
4.2 Cold shutdown maintenance operations. 17
4.3 Cold shutdown refuelling operation. 19
5 Measurement methods . 19
5.1 General. 19
5.2 RPV water level measuring devices. 21
5.2.1 Differential pressure measurement . 21
5.2.2 Heated sensor measurement. 21
5.3 RPV outlet pipe water level measuring devices . 23
5.3.1 Differential pressure measurement . 23
5.3.2 Ultrasonic liquid level monitoring . 23
5.4 Core exit temperature sensing devices . 23
5.4.1 Core exit thermocouples. 23
5.4.2 RPV outlet pipe temperature. 25
5.4.3 RHRS temperature . 25
6 Instrumentation requirements . 25
6.1 General requirements. 25
6.1.1 Safety classification. 25
6.1.2 Accuracy and response time. 25
6.1.3 Reliability . 27
6.1.4 Single failure considerations. 27
6.2 Differential pressure measurement. 27
6.2.1 Differential pressure transmitters. 27
6.2.2 Reference columns . 27
6.2.3 Differential pressure tap locations. 29
6.2.4 Hydraulic instrument line installations . 29
6.2.5 Hydraulic instrument line temperature. 31
6.2.6 Type and quality of the fluid in the instrument lines . 31
6.3 Heated sensor measurement. 31
6.4 Ultrasonic liquid level measurement . 31
6.4.1 Application . 31
6.4.2 Accuracy and time response. 33
6.4.3 Installation considerations . 33
6.4.4 Special human machine considerations . 33
6.5 Temperature sensing devices. 33

– 4 – 62117 © CEI:1999
Articles Pages
7 Traitement des données. 32
8 Présentation de l'information . 32
9 Vérification et étalonnage . 34
10 Contrôle en service et maintenance. 34
11 Qualification. 34
12 Documentation. 36
Annexe A (informative) Evénements de perte de refroidissement du cœur en arrêt à froid
dans les REP. . 46
Annexe B (informative) Etats de fonctionnement de la centrale . 48

62117 © IEC:1999 – 5 –
Clause Page
7 Data processing . 33
8 Presentation of information. 33
9 Verification and calibration . 35
10 In-service testing and maintenance . 35
11 Qualification. 35
12 Documentation. 37
Annex A (informative) Loss of core cooling events during cold shutdown at PWRs . 47
Annex B (informative) Plant operating states. 49

– 6 – 62117 © CEI:1999
COMMISSION ÉLECTROTECHNIQUE INTERNATIONALE
___________
INSTRUMENTATION DES RÉACTEURS NUCLÉAIRES –
RÉACTEURS À EAU LÉGÈRE PRESSURISÉE (REP) –
SURVEILLANCE DU REFROIDISSEMENT CORRECT DU CŒUR
AU COURS DE L’ARRÊT À FROID
AVANT-PROPOS
1) La CEI (Commission Electrotechnique Internationale) est une organisation mondiale de normalisation composée
de l'ensemble des comités électrotechniques nationaux (Comités nationaux de la CEI). La CEI a pour objet de
favoriser la coopération internationale pour toutes les questions de normalisation dans les domaines de
l'électricité et de l'électronique. A cet effet, la CEI, entre autres activités, publie des Normes internationales.
Leur élaboration est confiée à des comités d'études, aux travaux desquels tout Comité national intéressé par le
sujet traité peut participer. Les organisations internationales, gouvernementales et non gouvernementales, en
liaison avec la CEI, participent également aux travaux. La CEI collabore étroitement avec l'Organisation
Internationale de Normalisation (ISO), selon des conditions fixées par accord entre les deux organisations.
2) Les décisions ou accords officiels de la CEI concernant les questions techniques représentent, dans la mesure
du possible un accord international sur les sujets étudiés, étant donné que les Comités nationaux intéressés
sont représentés dans chaque comité d’études.
3) Les documents produits se présentent sous la forme de recommandations internationales. Ils sont publiés
comme normes, rapports techniques ou guides et agréés comme tels par les Comités nationaux.
4) Dans le but d'encourager l'unification internationale, les Comités nationaux de la CEI s'engagent à appliquer de
façon transparente, dans toute la mesure possible, les Normes internationales de la CEI dans leurs normes
nationales et régionales. Toute divergence entre la norme de la CEI et la norme nationale ou régionale
correspondante doit être indiquée en termes clairs dans cette dernière.
5) La CEI n’a fixé aucune procédure concernant le marquage comme indication d’approbation et sa responsabilité
n’est pas engagée quand un matériel est déclaré conforme à l’une de ses normes.
6) L’attention est attirée sur le fait que certains des éléments de la présente Norme internationale peuvent faire
l’objet de droits de propriété intellectuelle ou de droits analogues. La CEI ne saurait être tenue pour
responsable de ne pas avoir identifié de tels droits de propriété et de ne pas avoir signalé leur existence.
La Norme internationale CEI 62117 a été établie par le sous-comité 45A: Instrumentation des
réacteurs, du comité d'études 45 de la CEI: Instrumentation nucléaire.
Le texte de cette norme est issu des documents suivants:
FDIS Rapport de vote
45A/362/FDIS 45A/367/RVD
Le rapport de vote indiqué dans le tableau ci-dessus donne toute information sur le vote ayant
abouti à l'approbation de cette norme.
Cette norme a été rédigée selon les Directives ISO/CEI, Partie 3.
Les annexes A et B sont données uniquement à titre d'information.
Le comité a décidé que cette publication reste valable jusqu'en 2004. A cette date, selon
décision préalable du comité, la publication sera
• reconduite;
• supprimée;
• remplacée par une édition révisée, ou
•
amendée.
62117 © IEC:1999 – 7 –
INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION
–––––––––––
NUCLEAR REACTOR INSTRUMENTATION –
PRESSURIZED LIGHT WATER REACTORS (PWR) –
MONITORING ADEQUATE COOLING WITHIN THE CORE
DURING COLD SHUTDOWN
FOREWORD
1) The IEC (International Electrotechnical Commission) is a worldwide organization for standardization comprising
all national electrotechnical committees (IEC National Committees). The object of the IEC is to promote
international co-operation on all questions concerning standardization in the electrical and electronic fields. To
this end and in addition to other activities, the IEC publishes International Standards. Their preparation is
entrusted to technical committees; any IEC National Committee interested in the subject dealt with may
participate in this preparatory work. International, governmental and non-governmental organizations liaising
with the IEC also participate in this preparation. The IEC collaborates closely with the International Organization
for Standardization (ISO) in accordance with conditions determined by agreement between the two
organizations.
2) The formal decisions or agreements of the IEC on technical matters express, as nearly as possible, an
international consensus of opinion on the relevant subjects since each technical committee has representation
from all interested National Committees.
3) The documents produced have the form of recommendations for international use and are published in the form
of standards, technical reports or guides and they are accepted by the National Committees in that sense.
4) In order to promote international unification, IEC National Committees undertake to apply IEC International
Standards transparently to the maximum extent possible in their national and regional standards. Any
divergence between the IEC Standard and the corresponding national or regional standard shall be clearly
indicated in the latter.
5) The IEC provides no marking procedure to indicate its approval and cannot be rendered responsible for any
equipment declared to be in conformity with one of its standards.
6) Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this International Standard may be the subject
of patent rights. The IEC shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights.
International Standard IEC 62117 has been prepared by subcommittee 45A: Reactor
instrumentation, of IEC technical committee 45: Nuclear instrumentation.
The text of this standard is based on the following documents:
FDIS Report on voting
45A/362/FDIS 45A/367/RVD
Full information on the voting for the approval of this standard can be found in the report on
voting indicated in the above table.
This publication has been drafted in accordance with the ISO/IEC Directives, Part 3.
Annexes A and B are for information only.
The committee has decided that this publication remains valid until 2004. At this date, in
accordance with the committee's decision, the publication will be
• reconfirmed;
• withdrawn;
• replaced by a revised edition, or
• amended.
– 8 – 62117 © CEI:1999
INTRODUCTION
La CEI 60911 a été introduite en 1987 pour traiter du problème général des mesures de
surveillance du refroidissement du cœur des réacteurs à eau légère. Cette norme s'intéressant
tout d'abord au problème général, ne traite pas des conditions particulières, comme l'arrêt à
froid, durant lequel des systèmes classiques, conformes aux exigences de la CEI 60911, se
sont révélés être inadaptés et trompeurs, et durant lequel des incidents se sont d'ores et déjà
produits.
Ainsi, après publication de la CEI 60911, il a été décidé qu'il serait utile de développer une
norme équivalente pour traiter du sujet lors des arrêts à froid de façon à formuler des
exigences propres pour l'instrumentation garantissant que le refroidissement du cœur est
maintenu durant ces conditions particulières, lorsque le niveau d'eau dans la cuve du réacteur
est réduit à des fins de maintenance. Il faut donc considérer la présente norme en conjonction
avec la CEI 60911 dont elle étend le domaine.

62117 © IEC:1999 – 9 –
INTRODUCTION
IEC 60911 was introduced in 1987 to address the general issue of measurements for
monitoring adequate cooling within the core of pressurized light water reactors. That standard,
focusing primarily upon the general issue, does not tackle special conditions, such as cold
shutdown, during which existing systems, complying with the requirements of IEC 60911, have
been found to be inadequate and misleading and during which some incidents have already
occurred.
Therefore, after the publication of IEC 60911, it was decided that it would be useful to develop
a similar standard to address the topic during cold shutdown in order to formulate specific
requirements for instrumentation to assure that core cooling is maintained during the
considered cold shutdown conditions when the reactor vessel water level is reduced for
maintenance purposes. Thus, the current International Standard is to be considered in
conjunction with IEC 60911 of which it extends the scope.

– 10 – 62117 © CEI:1999
INSTRUMENTATION DES RÉACTEURS NUCLÉAIRES –
RÉACTEURS À EAU LÉGÈRE PRESSURISÉE (REP) –
SURVEILLANCE DU REFROIDISSEMENT CORRECT DU CŒUR
AU COURS DE L'ARRÊT À FROID
1 Domaine d'application et objet
La présente Norme internationale s'applique aux réacteurs à eau pressurisée (REP) ayant des
configurations similaires à celles indiquées aux figures 1 et 2, et présente les exigences de
surveillance du refroidissement correct du cœur au cours des opérations d'arrêt à froid.
Il est possible d'obtenir un refroidissement correct du cœur uniquement en faisant circuler le
fluide de refroidissement à un débit suffisant pour éliminer la puissance produite dans le cœur.
Au cours des opérations d'arrêt à froid, le refroidissement du cœur est obtenu par une
circulation forcée du système d'élimination de la puissance résiduelle (RRA). Cependant, au
cours de certaines opérations d'arrêt lorsque le niveau d'eau dans la cuve du réacteur est
réduit pour des opérations de maintenance, la circulation forcée risque d'être interrompue et le
cœur peut passer en surchauffe.
Il est important que les opérateurs de l'installation aient à leur disposition des informations
fiables pour vérifier que la température et le débit du fluide de refroidissement injecté dans la
cuve du réacteur permettent d'éliminer la puissance produite dans le cœur. Ces informations
comprennent une mesure fiable du niveau d'eau dans la tuyauterie de sortie de la cuve du
réacteur utilisée pour faire passer le fluide depuis le cœur jusqu'au RRA, ainsi que les mesures
de température et de débit du fluide de refroidissement. Une mesure du niveau d'eau non
fiable peut entraîner l'interruption du débit du fluide de refroidissement et la surchauffe du
cœur, événement survenu dans plusieurs REP. L'annexe A, qui décrit certains de ces
événements, identifie les conditions qu'il convient de prendre en compte dans la conception de
l'instrumentation de surveillance du refroidissement du cœur.
La présente norme fait un résumé des bonnes pratiques internationales à adopter lors de la
conception de nouveaux dispositifs de surveillance du refroidissement du cœur des REP ou
lors du perfectionnement de dispositifs existants.
La présente norme donne des exigences pour l'instrumentation de surveillance du
refroidissement du cœur pour un fonctionnement sûr des REP au cours des opérations d'arrêt
à froid lorsque la température du fluide de refroidissement est inférieure à 100 °C (212 °F). Les
exigences pour la surveillance du refroidissement du cœur dans des conditions situées hors
des conditions d'un accident de référence (ADR), qui pourraient constituer une exigence ou
une étude nationale spécifique, ne sont pas traitées dans la présente norme.
L'instrumentation de surveillance du refroidissement du cœur pour l'arrêt à froid fonctionne
lorsque le circuit primaire (RCP) est configuré pour une maintenance ou un rechargement du
combustible au cours d'un arrêt à froid. Les circonstances dans lesquelles ces systèmes de
mesure doivent fonctionner sont décrites dans la présente norme. Les descriptions des
différents principes de mesure et des instruments adaptés sont données, ainsi que les
exigences relatives aux points suivants:
– les conditions de fonctionnement;
– l'installation;
– les visualisations opérateur;
– le contrôle, l'étalonnage et la maintenance;
– la qualification des équipements;
– la documentation.
62117 © IEC:1999 – 11 –
NUCLEAR REACTOR INSTRUMENTATION –
PRESSURIZED LIGHT WATER REACTORS (PWR) –
MONITORING ADEQUATE COOLING WITHIN THE CORE
DURING COLD SHUTDOWN
1 Scope and object
This International Standard applies to pressurized water reactors (PWRs) with configurations
similar to those shown in figures 1 and 2 and presents requirements for the monitoring of
adequate cooling within the core during cold shutdown operations.
Adequate core cooling can be achieved only by providing sufficient coolant flow to the core to
remove the heat. During cold shutdown operations, core cooling is provided by forced
circulation with the residual heat removal system (RHRS). However, in certain shutdown
operations when water level in the reactor pressure vessel (RPV) is reduced for maintenance
operations, forced circulation may be interrupted, and the core may become overheated.
It is important that plant operators have reliable information to confirm that the temperature and
flow of coolant circulated through the RPV is adequate to remove heat from the core. This
information includes a reliable measurement of water level in the RPV outlet piping used for
circulating the flow from the core to the RHRS, as well as measurements of temperature and
flow of the coolant. An unreliable measurement of water level can result in interruption of
coolant flow and overheating of the core, an event that has occurred at several PWRs.
Annex A, which describes some of these events, identifies conditions which should be
considered in the design of core cooling monitoring instrumentation.
Good international practices to be used when designing new or upgrading existing PWR core
cooling monitors are summarized in this standard.
Requirements are given in this standard for instrumentation to monitor core cooling for safe
operation of PWRs during cold shutdown operations when the coolant temperature is below
100 °C (212 °F). Requirements for core cooling monitoring during conditions beyond a design
basis accident (DBA), which could be a specific national requirement or consideration, are not
covered in this standard.
The core cooling monitoring instrumentation for cold shutdown functions when the reactor
coolant system (RCS) is configured for cold shutdown maintenance or refuelling. The
circumstances under which these measurement systems need to function are described in this
standard. Descriptions of diverse measuring principles and suitable devices are given together
with requirements for the following:
– operational conditions;
– installation;
– operator displays;
– testing, calibration and maintenance;
– equipment qualification;
– documentation.
– 12 – 62117 © CEI:1999
Des applications types dans des centrales nucléaires en exploitation sont également
présentées.
2 Références normatives
Les documents normatifs suivants contiennent des dispositions qui, par suite de la référence
qui y est faite, constituent des dispositions valables pour la présente Norme internationale.
Pour les références datées, les amendements ultérieurs ou les révisions de ces publications
ne s’appliquent pas. Toutefois, les parties prenantes aux accords fondés sur la présente
Norme internationale sont invitées à rechercher la possibilité d'appliquer les éditions les plus
récentes des documents normatifs indiqués ci-après. Pour les références non datées, la
dernière édition du document normatif en référence s’applique. Les membres de la CEI et de
l'ISO possèdent le registre des Normes internationales en vigueur.
CEI 60050(393):1996, Vocabulaire Electrotechnique International (VEI) – Chapitre 393:
Instrumentation nucléaire: Phénomènes physiques et notions fondamentales
CEI 60737:1982, Mesures de température en cœur ou dans l'enveloppe primaire des réacteurs
nucléaires de puissance – Caractéristiques et méthodes d'essai
CEI 60770-1:1999, Transmetteurs utilisés dans les systèmes de conduite des processus
industriels – Partie 1: Méthodes d'évaluation des performances
CEI 60780:1998, Centrales nucléaires – Equipements électriques de sûreté – Qualification
CEI 60880:1986, Logiciel pour les calculateurs utilisés dans les systèmes de sûreté des
centrales nucléaires
CEI 60911:1987, Mesures pour surveiller la bonne réfrigération du cœur des réacteurs à eau
légère pressurisée
CEI 60964:1989, Conception des salles de commande des centrales nucléaires de puissance
CEI 60980:1989, Pratiques recommandées pour la qualification sismique du matériel électrique
du système de sûreté dans les centrales électronucléaires
CEI 60987:1989, Calculateurs programmés importants pour la sécurité des centrales
nucléaires
CEI 61225:1993, Centrales nucléaires – Systèmes d'instrumentation et de contrôle-commande
pour la sûreté – Prescriptions pour les alimentations électriques
CEI 61226:1993, Centrales nucléaires – Systèmes d'instrumentation et de contrôle-commande
importants pour la sûreté – Classification
CEI 61227:1993, Centrales nucléaires de puissance – Salles de commande – Commandes
opérateurs
CEI 61343:1996, Instrumentation des réacteurs nucléaires – Réacteurs à eau bouillante (BWR)
– Mesures dans la cuve pour la surveillance adéquate du refroidissement du cœur
IAEA Guide de sûreté 50-SG-D8:1984, Instrumentation liée à la sûreté et systèmes de
contrôle-commande pour les centrales nucléaires

62117 © IEC:1999 – 13 –
Typical applications in operating power plants are also presented.
2 Normative references
The following normative documents contain provisions which, through reference in this text,
constitute provisions of this International Standard. For dated references, subsequent amend-
ments to, or revisions of, any of these publications do not apply. However, parties to
agreements based on this International Standard are encouraged to investigate the possibility
of applying the most recent editions of the normative documents indicated below. For undated
references, the latest edition of the normative document referred to applies. Members of IEC
and ISO maintain registers of currently valid International Standards.
IEC 60050(393):1996, International Electrotechnical Vocabulary (IEV) – Chapter 393: Nuclear
instrumentation: Physical phenomena and basic concepts
IEC 60737:1982, In-core temperature or primary envelope temperature measurements in
nuclear power reactors – Characteristics and test methods
IEC 60770-1:1999, Transmitters for use in industrial-process control systems – Part 1: Methods
for performance evaluation
IEC 60780:1998, Nuclear power plants – Electrical equipment of the safety system –
Qualification
IEC 60880:1986, Software for computers in the safety systems of nuclear power stations
IEC 60911:1987, Measurements for monitoring adequate cooling within the core of pressurized
light water reactors
IEC 60964:1989, Design for control rooms of nuclear power plants
IEC 60980:1989, Recommended practices for seismic qualification of electrical equipment of
the safety system for nuclear generating stations
IEC 60987:1989, Programmed digital computers important to safety for nuclear power stations
IEC 61225:1993, Nuclear power plants – Instrumentation and control systems important for
safety – Requirements for electrical supplies
IEC 61226:1993, Nuclear power plants – Instrumentation and control systems important for
safety – Classification
IEC 61227:1993, Nuclear power plants – Control rooms – Operator controls
IEC 61343:1996, Nuclear reactor instrumentation – Boiling light water reactors (BWR) –
Measurements in the reactor vessel for monitoring adequate cooling within the core
IAEA Safety Guide 50-SG-D8:1984, Safety related instrumentation and control systems for
nuclear power plants
– 14 – 62117 © CEI:1999
3 Définitions et abréviations
Pour les besoins de la présente norme, les définitions et abréviations suivantes s'appliquent.
3.1
ALARA
aussi bas que raisonnablement possible
3.2
fluide de refroidissement
eau et/ou vapeur destinée à éliminer la puissance produite dans le cœur
3.3
ADR
accident de référence
3.4
diversité
existence d'éléments ou de systèmes redondants pour remplir une fonction identifiée, pour
laquelle ces éléments ou systèmes incorporent collectivement un ou plusieurs attributs
différents [IAEA 50-SG-D8]
3.5
surveillance
moyens prévus pour indiquer en permanence l'état ou les conditions dans lesquelles se trouve
un système, un sous-système, un équipement ou un ensemble [VEI 393-08-48]
3.6
réacteur à eau pressurisée (REP)
système d'alimentation en vapeur nucléaire dans lequel le fluide de refroidissement sous
pression est chauffé par le cœur du réacteur, et la vapeur du processus est générée dans le
générateur de vapeur par transfert de la chaleur à partir du liquide de refroidissement
3.7
RCP
circuit primaire
3.8
enceinte de confinement
structure enfermant le système de refroidissement du réacteur et les pièces des systèmes
associés, y compris les structures d'enceintes de confinement sous pression qui contiennent
des éléments individuels dans certaines conceptions de centrales nucléaires
3.9
inventaire en eau réduit
configuration volontaire d'exploitation pour la réalisation d'opérations de maintenance
spécifiques chaque fois que le niveau d'eau dans la cuve du réacteur est inférieur au point le
plus haut de la buse de la tuyauterie de sortie de la cuve du réacteur, plus une tolérance pour
l'incertitude de mesure du niveau d'eau
3.10
redondance
installation d'éléments ou de systèmes de remplacement (identiques ou différents), de manière
que l'un quelconque de ces éléments ou systèmes puisse remplir la fonction requise quel
que soit l'état de fonctionnement ou en cas de défaillance d'un autre élément ou système
[IAEA 50-SG-D8]
62117 © IEC:1999 – 15 –
3 Definitions and abbreviations
For the purposes of this standard, the following definitions and abbreviations apply.
3.1
ALARA
as low as reasonably achievable
3.2
coolant
water and/or steam for heat removal from the core
3.3
DBA
design basis accident
3.4
diversity
existence of redundant components or systems to perform an identified function, where such
components or systems collectively incorporate one or more different attributes [IAEA 50-SG-D8]
3.5
monitoring
means provided to indicate continuously the state or condition of a system, subsystem,
equipment or assembly [IEV 393-08-48]
3.6
pressurized water reactor (PWR)
nuclear steam supply system in which the pressurized coolant is heated by the reactor core,
and process steam is generated in the steam generator by heat transfer from the coolant
3.7
RCS
reactor coolant system
3.8
reactor containment
structure enclosing the reactor coolant system and parts of associated systems, including
pressure containment structures that enclose individual components in some nuclear power
plant designs
3.9
reduced inventory condition
intentional condition that exists during specific maintenance operations whenever water level in
the RPV is lower than the top of the RPV outlet piping nozzle elevation, plus an allowance for
water level measurement uncertainty
3.10
redundancy
provision of alternative (identical or diverse) elements or systems, so that any one can
perform the required function regardless of the state of operation or failure of any other
[IAEA 50-SG-D8]
– 16 – 62117 © CEI:1999
3.11
RRA: circuit de refroidissement à l'arrêt
système auxiliaire dans un REP destiné à éliminer la puissance produite dans le cœur du
réacteur au cours des opérations d'arrêt
3.12
RPV
cuve du réacteur
3.13
critère de défaillance unique
critère appliqué à un système tel que celui-ci soit capable de remplir sa propre tâche de sûreté
lorsqu’il est soumis à une seule défaillance [VEI 393-08-29]
3.14
eau sous-refroidie
eau à une température inférieure à la température de saturation pour la pression existante
[CEI 61343:1996, 3.12]
3.15
vapeur surchauffée
vapeur à une température supérieure à la température de saturation pour la pression existante
[CEI 61343:1996, 3.13]
4 Conditions de fonctionnement
4.1 Généralités
Le refroidissement correct du cœur peut être confirmé par la mesure indiquant que le fluide de
refroidissement est injecté dans la cuve du réacteur à une température, une pression et un débit
appropriés pour éliminer la puissance produite dans le cœur du réacteur. Le refroidissement
correct est une exigence pour tous les modes de fonctionnement, y compris le fonctionnement en
puissance normal, les transitoires de fonctionnement, le fonctionnement anormal et les
opérations d'arrêts à chaud et à froid. L'annexe B présente une liste des états de fonctionnement
de la centrale tels que définis pour l'analyse effectuée afin d'évaluer le potentiel d'accidents
graves au cours des opérations à faible puissance et des opérations d'arrêt. L'analyse comprend
également une estimation de la durée des états de fonctionnement de la centrale examinés.
Certains états de fonctionnement de la centrale peuvent durer plusieurs mois.
La présente norme couvre les questions relatives à l'instrumentation pour la surveillance du
refroidissement du cœur dans les REP ayant des conceptions similaires à celles présentées
aux figures 1 et 2. Bien que les conceptions de REP présentées aux figures 1 et 2 soient
différentes, ces différences n'ont aucun effet sur la surveillance du refroidissement du cœur au
cours de l'arrêt à froid.
Les modes de fonctionnement de l'arrêt à froid sont détaillés ci-après.
4.2 Opérations de maintenance au cours de l'arrêt à froid
Les opérations de maintenance au cours de l'arrêt à froid couvrent les opérations à des
températures de fluide de refroidissement inférieures à 100 °C (212 °F), le réacteur étant
suffisamment sous-critique (à savoir, k < 0,99) et tous les écrous de fermeture du couvercle
eff
de la cuve du réacteur étant totalement serrés. La puissance résiduelle du cœur est éliminée
par le système d'élimination de la puissance résiduelle, qui est équipé d'éléments redondants
pour minimiser la possibilité d'une perte de la capacité de refroidissement du cœur.
Une source électrique de secours est disponible pour maintenir le débit du fluide de
refroidissement afin d'éliminer la puissance au moyen du RRA dans l'éventualité d'une perte de
l'alimentation électrique externe.

62117 © IEC:1999 – 17 –
3.11
RHRS: residual heat removal system
auxiliary system in a PWR for removing heat from the reactor core during shutdown operations
3.12
RPV
reactor pressure vessel
3.13
single failure criterion
criterion applied to a system such that it is capable of performing its safety task in the presence
of any single failure [IEV 393-08-29]
3.14
sub-cooled water
water at a temperature lower than the saturation temperature corresponding to the existing
pressure [IEC 61343:1996, 3.12]
3.15
superheated steam
steam at a temperature higher than the saturation temperature corresponding to the existing
pressure [IEC 61343:1996, 3.13]
4 Operational conditions
4.1 General
Adequate core cooling can be confirmed by a measurement indicating that coolant is being
circulated through the RPV at an appropriate temperature, pressure and flow to remove heat
from the core. The requirement for adequate cooling exists for all operating modes, including
normal power operation, operational transients, abnormal operation and hot and cold shutdown
operations. Annex B lists plant operating states (POS) as defined for the analysis performed to
evaluate the potential of severe accidents during low power and shutdown operations. The
analysis also includes an estimate of the duration of the plant operation states examined.
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