收藏到云盘
纠错反馈
GB/T 11807-2008 探查松脱零件的声学监测系统的特性、设计和运行程序
Acoustic monitoring systems for loose parts detection - Characteristics, design and operational procedures
基本信息
-
标准号：
GB/T 11807-2008
-
名称：
探查松脱零件的声学监测系统的特性、设计和运行程序
-
英文名称：
Acoustic monitoring systems for loose parts detection - Characteristics, design and operational procedures
-
状态：
现行
-
类型：
国家标准
-
性质：
推荐性
-
发布日期：
2008-07-18
-
实施日期：
2009-04-01
-
废止日期：
暂无
-
相关公告：
实施公告【】
修订公告【关于批准发布《全息位置地图数据内容》等530项推荐性国家标准和2项国家标准修改单的公告】
-
-
阅读或下载
使用APP、PC客户端等功能更强大
-
网页在线阅读
体验阅读、搜索等基本功能
-
用户分享资源
来自网友们上传分享的文件
-
纸书购买
平台官方及网友推荐
分类信息
-
ICS分类：
【
能源和热传导工程（27）
核能工程（27.120）
反应堆工程（27.120.10）
】
-
CCS分类：
【
能源、核技术（F）
核反应堆（F60/69）
核电厂核岛（F65）
】
-
行标分类：
暂无
描述信息
-
前言：
本标准等同采用IEC60988:1990《探查松脱零件的声学监测系统的特性、设计和运行程序》(英文版)。
本标准等同翻译IEC60988:1990。
为便于使用,本标准做了下列编辑性修改:
---删除了IEC60988的前言;
---用小数点.代替作为小数点的逗号,。
本标准代替GB/T11807-1989《探查松脱零件的音响监测系统的特性、设计和运行程序》。
本标准与GB/T11807-1989相比主要有以下变化:
---增加了外来物 foreignparts的术语和定义(见2.2.3);
---增加了系统设计的外部报警接口单元(见图4中的方块12),并增加了相应的规定(见4.5.5);
---频率范围由犳a=1kHz到犳b=20kHz,改为一般应在犳a=0.5 Hz~1kHz到犳b=10kHz~20kHz之间(见4.1);
---RMS监视器的频率范围由0.7fa 和1.5fb 之间,改为fa 和fb 之间(见4.4.2);
---增加了对数字化记录单元的要求(见4.4.4)。
本标准的附录A 为资料性附录。
本标准由中国核工业集团公司提出。
本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。
本标准起草单位:核工业标准化研究所。
本标准起草人:王继东、崔贞北。
本标准所代替标准的历次版本发布情况为:GB/T11807-1989。
-
适用范围：
本标准规定了轻水反应堆声学监测系统的特性、设计要求和运行程序。
本标准适用于反应堆冷却剂系统松脱零件监测系统的设计和运行。声学监测系统用于监测通过结构传播、在反应堆冷却剂包容壳体外侧可测到的声音，其目的是探查异常事件，特别是由松脱零件引起的金属对金属的撞击事件，并用于确定这些事件发生的位置。所监测之声音仅限于可听频率范围,大约从30 Hz到20 kHz。
本标准基于：使用压电式加速度传感器，探测由结构传播的声音。本标准不排除使用其他可代用的传感器。
-
引用标准：
暂无
相关标准
相关部门
-
起草单位：
核工业标准化研究所
-
归口单位：
全国核仪器仪表标准化技术委员会
-
主管部门：
全国核仪器仪表标准化技术委员会
相关人员
关联标准
-
NB/T 20464-2017
核电厂蒸汽发生器传热管在役氦泄漏检测
-
NB/T 20472-2017
压水堆核电厂核岛工艺系统管道布置设计准则
-
DB34/T 3186.2-2018
安徽省聚变堆遥操作维护系统设计准则 第2部分：遥操作协同控制系统
-
NB/T 20037.4-2013
应用于核电厂的概率安全评价 第4部分：火灾
-
DB34/T 3574.6-2019
安徽省聚变装置铁磁性系统结构设计准则 第6部分：疲劳寿命评判方法
-
GB/T 8995-1988
核反应堆中子注量率测量堆芯仪表
-
NB/T 20504-2018
核电厂核岛工程微网测量技术规程
-
GB/T 11807-2021
核电厂安全重要松脱部件声学监测系统的特性、设计和运行规程
-
DB34/T 3571-2019
安徽省大型超导磁体绝缘层电测试方法
-
NB/T 20037.11-2018
应用于核电厂的一级概率安全评价 第11部分：功率运行内部事件
-
GB/T 40860-2021
压水堆核电厂设计扩展工况分析要求
-
GB/T 8997-1988
α，β表面污染测量仪与监测仪的校准
-
GB/T 5204-2008
核电厂安全系统定期试验与监测
-
GB 17567-1998
核设施的钢铁和铝再循环再利用的清洁解控水平
-
HAF 0409-1988
安全导则 核电厂质量保证监查(已附编写说明)
-
NB/T 20332-2015
压水堆核电厂预应力混凝土安全壳建造规范
-
NB/T 20144-2012
核压水堆核电厂反应堆首次临界试验
-
NB/T 20466-2017
核电厂立式蒸汽发生器二次侧管板水力清洗和清洁度视频检查
-
NB/T 20391-2016
压水堆核电厂钢制安全壳组装、安装及验收技术规程
-
NB/T 20371-2016
压水堆核电厂稳压器安装技术规程
打开设置，点击
执行注册
