IEC 61888:2002

Nuclear power plants - Instrumentation important to safety - Determination and maintenance of trip setpoints

Defines the requirements for assuring that automatic setpoints for nuclear safety system instrumentation are established and maintained within specified limits in nuclear power plants and nuclear reactor facilities.

Centrales nucléaires de puissance - Instrumentation importante pour la sûreté - Détermination et maintenance des points de consigne

Définit les prescriptions destinées à garantir que les points de consigne automatiques de l'instrumentation du système de sûreté nucléaire dans les centrales nucléaires de puissance et les installations à réacteurs nucléaires sont établis et maintenus à l'intérieur des limites spécifiées.

General Information

• Status: Published
• Publication Date: 19-Aug-2002
• ICS: 27.120.20 - Nuclear power plants. Safety
• Technical Committee: SC 45A - Instrumentation, control and electrical power systems of nuclear facilities
• Drafting Committee: WG 9 - TC 45/SC 45A/WG 9
• Current Stage: PPUB - Publication issued
• Start Date: 20-Aug-2002
• Completion Date: 15-Oct-2002

Standards Content (Sample)

NORME CEI
INTERNATIONALE IEC
INTERNATIONAL
Première édition
STANDARD
First edition
2002-08
Centrales nucléaires de puissance –
Instrumentation importante pour la sûreté –
Détermination et maintenance des points
de consigne
Nuclear power plants –
Instrumentation important to safety –
Determination and maintenance
of trip setpoints
Numéro de référence
Reference number
CEI/IEC 61888:2002
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NORME CEI
INTERNATIONALE IEC
INTERNATIONAL
Première édition
STANDARD
First edition
2002-08
Centrales nucléaires de puissance –
Instrumentation importante pour la sûreté –
Détermination et maintenance des points
de consigne
Nuclear power plants –
Instrumentation important to safety –
Determination and maintenance
of trip setpoints
 IEC 2002 Droits de reproduction réservés  Copyright - all rights reserved
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R
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International Electrotechnical Commission
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– 2 – 61888  CEI:2002
SOMMAIRE
AVANT-PROPOS . 4
INTRODUCTION .6
1 Domaine d'application. 8
2 Références normatives . 8
3 Définitions . 8
4 Abréviations.14
5 Détermination des points de consigne.14
5.1 Sûreté .14
5.2 Analyse de sûreté.14
5.3 Réglage de point de consigne de système de sûreté (RPCSS) .16
5.3.1 Incertitude de la chaîne et seuil de déclenchement .16
5.3.2 Détermination de l'incertitude de la chaîne.22
5.3.3 Seuil de déclenchement.22
5.3.4 Valeur admissible .22
5.4 Combinaison d'incertitudes .24
5.4.1 Méthode de la somme quadratique (SQ) .24
5.4.2 Méthode algébrique .24
5.5 Conditions d'exploitation.24
5.6 Plage de fonctionnement de la chaîne d'instrumentation.24
6 Documentation.24
7 Maintenance des points de consigne des systèmes de sûreté.26
7.1 Essais .26
7.2 Remplacement.28
Annexe A (informative)  Exemple de détermination d'un point de consigne.34
Bibliographie .38
Figure 1 – Rapports des points de consigne en relation avec la sûreté nucléaire .30
Figure 2 – Incertitudes des instruments de mesure et de procédé .32
Figure A.1 – Rapports du point de consigne réacteur sous haute pression .36

61888  IEC:2002 – 3 –
CONTENTS
FOREWORD . 5
INTRODUCTION .7
1 Scope . 9
2 Normative references. 9
3 Definitions . 9
4 Abbreviations.15
5 Determination of setpoints .15
5.1 Safety.15
5.2 Safety analysis .15
5.3 Limiting safety system setting (LSSS).17
5.3.1 Channel uncertainty and trip setpoint.17
5.3.2 Channel uncertainty determination.23
5.3.3 Trip setpoint.23
5.3.4 Allowable value.23
5.4 Combination of uncertainties .25
5.4.1 Square-root-sum-of-squares method (SRSS) .25
5.4.2 Algebraic method.25
5.5 Operational considerations .25
5.6 Instrument channel range .25
6 Documentation.25
7 Maintenance of safety system setpoints.27
7.1 Testing .27
7.2 Replacement .29
Annex A (informative) Example of setpoint determination.35
Bibliography.39
Figure 1 – Nuclear safety-related setpoint relationships .31
Figure 2 – Process and measurement instrument uncertainties .33
Figure A.1 – High reactor pressure setpoint relationships.37

– 4 – 61888  CEI:2002
COMMISSION ÉLECTROTECHNIQUE INTERNATIONALE
____________
CENTRALES NUCLÉAIRES DE PUISSANCE –
INSTRUMENTATION IMPORTANTE POUR LA SÛRETÉ –
DÉTERMINATION ET MAINTENANCE DES POINTS DE CONSIGNE
AVANT-PROPOS
1) La CEI (Commission Électrotechnique 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, spécifications techniques, 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 61888 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/444/FDIS 45A/464/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 publication a été rédigée selon les Directives ISO/CEI, Partie 3.
L’annexe A est donnée uniquement à titre d’information.
Le comité a décidé que le contenu de cette publication ne sera pas modifié avant 2008.
A cette date, la publication sera
• reconduite;
• supprimée;
• remplacée par une édition révisée, ou
• amendée.
61888  IEC:2002 – 5 –
INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION
____________
NUCLEAR POWER PLANTS –
INSTRUMENTATION IMPORTANT TO SAFETY –
DETERMINATION AND MAINTENANCE OF TRIP SETPOINTS
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 specifications, 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 61888 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/444/FDIS 45A/464/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.
Annex A is for information only.
The committee has decided that the contents of this publication will remain unchanged until 2008.
At this date, the publication will be
• reconfirmed;
• withdrawn;
• replaced by a revised edition, or
• amended.
– 6 – 61888  CEI:2002
INTRODUCTION
Cette Norme internationale est destinée à fournir des descriptions et recommandations quant
à la manière dont les calculs des points de consigne des instruments doivent être déterminés
et maintenus, ceci en relation avec la norme CEI 61513. Cette norme vise à identifier et à
lister les sources d’erreurs qui interviennent dans la chaîne, du procédé (élément primaire et
capteur inclus), jusqu'au dispositif de consigne final. Cette norme concerne la détermination
des points de consigne utilisés dans le cadre des actions automatiques. Ces recomman-
dations peuvent également être utilisées lors de la détermination du niveau d'incertitude pour
des essais ou pour des prises de décisions opérateur.
Lorsqu'un point de consigne important est spécifié pour une grandeur sur laquelle une limite
de sûreté a été placée, le code NS-R-1 de l'IAEA et les directives gouvernementales des pays
membres exigent généralement que son réglage soit choisi de façon à ce que l'action de
protection automatique corrige la situation anormale la plus critique prévue avant que la limite
de sûreté ne soit dépassée. Un point de consigne mal choisi, c'est-à-dire un point de consigne
qui ne laisse pas de marge suffisante pour tenir compte de la précision de l'instrument, de
l'environnement prévu et des variations mineures d'étalonnage peut empêcher que l'arrêt
d'urgence ne se déclenche avant le franchissement d'une limite de sûreté. Les instruments de
protection munis de points de consigne, déclenchent, arrêtent ou interdisent certaines actions
spécifiques. Conformément aux licences d'exploitation, les points de consigne doivent être
maintenus dans le cadre des limites définies, par vérification périodique de la capacité des
chaînes à assurer leurs fonctions.
Le choix d'un point de consigne qui ne laisse pas de marge suffisante entre la limite indiquée
par la licence ou les spécifications techniques et le réglage effectif pour tenir compte de la
précision de l'instrument, de l'environnement prévu et des variations mineures d'étalonnage a
constitué le cas de figure conduisant le plus fréquemment à la dérive d'un point de consigne
hors des prescriptions d'une licence ou des spécifications techniques. Dans certains cas, le
point de consigne choisi était numériquement égal à la limite indiquée par la licence ou les
spécifications techniques et a été fixé comme valeur absolue, ne laissant donc aucune marge
d'erreur manifeste. Dans d'autres cas, le point de consigne était si proche des limites hautes
ou basses de la plage de fonctionnement de l'instrument que la dérive de l'instrument a placé
ce point de consigne hors de ces limites, annulant de ce fait la fonction de déclenchement.
Une mauvaise conception de l'instrument ou des procédures d'étalonnage incertaines ont
également provoqué la dérive d'un point de consigne hors des limites fixées par la licence ou
les spécifications techniques.

61888  IEC:2002 – 7 –
INTRODUCTION
The purpose of this International Standard is to provide descriptions and recommendations on
how to determine and maintain calculations for instrument setpoints associated with
IEC 61513. This standard addresses known contributing errors in the channel from the
process (including the primary element and sensor) through to and including the final setpoint
device. This standard applies to the determination of setpoints used for automatic actions.
The recommendations may also be used to determine indicator uncertainties for testing or
operator decisions.
In general, IAEA NS-R-1 and member country government regulations require that, where an
important setpoint is specified for a variable on which a safety limit has been placed, the
setting is so chosen that automatic protective action will correct the most severe abnormal
situation anticipated before a safety limit is exceeded. Inappropriate selection of a setpoint
that does not leave a sufficient margin to account for instrument accuracy, the expected
environment, and minor calibration variations can result in failure to trip before a safety limit is
exceeded. Protective instruments are provided with setpoints where specific actions are either
initiated, terminated or prohibited. Setpoints must be maintained within prescribed limits as
defined by the operating licenses through periodic checks of the ability of the channel to
perform its function.
The single most prevalent reason for the drift of a setpoint out of compliance with a license
requirement or technical specification has been the selection of a setpoint that does not allow
a sufficient margin between the license or technical specification limit and the actual setting to
account for instrument accuracy, the expected environment and minor calibration variations.
In some cases, the setpoint selected was numerically equal to the license or technical
specification limit and stated as an absolute value, thus leaving no apparent margin for
uncertainties. In other cases, the setpoint was so close to the upper or lower limit of the
instrument's range that instrument drift placed the setpoint beyond the instrument's range,
thus nullifying the trip function. Other causes for drift of a setpoint out of conformity with
the license or technical specifications have been instrument design inadequacies and
questionable calibration procedures.

– 8 – 61888  CEI:2002
CENTRALES NUCLÉAIRES DE PUISSANCE –
INSTRUMENTATION IMPORTANTE POUR LA SÛRETÉ –
DÉTERMINATION ET MAINTENANCE DES POINTS DE CONSIGNE
1 Domaine d'application
Cette Norme internationale définit les prescriptions destinées à garantir que les points de
consigne automatiques de l'instrumentation du système de sûreté nucléaire (voir article 3)
dans les centrales nucléaires de puissance et les installations à réacteurs nucléaires sont
établis et maintenus à l'intérieur des limites spécifiées.
2 Références normatives
Les documents de référence suivants sont indispensables pour l'application du présent
document. Pour les références datées, seule l'édition citée s'applique. Pour les références
non datées, la dernière édition du document de référence s'applique (y compris les éventuels
amendements).
CEI 60050-394:1995, Vocabulaire Electrotechnique International (VEI) – Chapitre 394:
Instrumentation nucléaire: Instruments
CEI 60671, Essais périodiques et surveillance du système de protection des réacteurs
nucléaires
CEI 61513:2001, Centrales nucléaires – Instrumentation et contrôle commande des systèmes
importants pour la sûreté – Prescriptions générales pour les systèmes
IAEA NS-R-1: 2000, Safety of nuclear power plants: Design
3 Définitions
Pour les besoins du présent document, les termes et définitions suivantes s’appliquent.
NOTE D'autres définitions en rapport avec la terminologie de l'instrumentation se trouvent dans la CEI 60050-394.
3.1
valeur admissible
valeur limite du seuil de déclenchement que l'on peut trouver lors d’essais périodiques et au-
delà de laquelle les actions appropriées doivent être effectuées
3.2
limite analytique (du point de consigne)
limite d'une grandeur mesurée ou calculée établie lors de l'analyse de sûreté destinée à
s'assurer qu'aucune limite de sûreté n'est franchie. La marge entre la limite analytique et la
limite de sûreté permet de prendre en compte:
– le temps de réponse de la chaîne d’instrumentation,
– l’étendue du transitoire lié à l’accident considéré.

61888  IEC:2002 – 9 –
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 nuclear
safety system instrumentation (as defined in clause 3), are established and maintained within
specified limits in nuclear power plants and nuclear reactor facilities.
2 Normative 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 edition
of the referenced document (including any amendments) applies.
IEC 60050-394:1995, International Electrotechnical Vocabulary (IEV) – Chapter 394: Nuclear
instrumentation: Instruments
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 to
safety – General requirements for systems
IAEA NS-R-1: 2000, Safety of nuclear power plants: Design
3 Definitions
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 which
appropriate action shall be taken
3.2
analytical limit (of setpoint)
limit of a measured or calculated variable established by the safety analysis to ensure that
a safety limit is not exceeded. The margin between the analytical limit (of the setpoint) and
the safety limit allows to take into account:
– the response time of the instrument channel,
– the range of transients due to the considered accident.

– 10 – 61888  CEI:2002
3.3
tel-que-mesuré
état dans lequel une chaîne de mesure ou une partie de chaîne est trouvée après une période
d'exploitation et avant réétalonnage (si nécessaire)
3.4
tel-qu’étalonné
état dans lequel une chaîne de mesure ou une partie de chaîne est laissée après étalonnage
ou après vérification du point de consigne du dispositif de consigne final
3.5
dérive
modification non souhaitée de la sortie sur un certain laps de temps, indépendante de
l'entrée, de l'environnement ou de la charge
3.6
erreur
différence algébrique entre la valeur affichée et la valeur idéale du signal mesuré
3.7
dispositif de consigne final
composant ou ensemble de composants fournissant l'entrée de la logique de vote pour des
équipements manoeuvrés
NOTE Les bistables, les relais, les pressostats et les contacteurs de niveau sont des exemples de dispositifs
de consigne finals.
3.8
repli
caractéristique d'un appareil qui apparaît lorsqu'une nouvelle modification de l'entrée produit
une variation du signal de sortie inverse au sens spécifié qui lie entrée-sortie
3.9
incertitude indépendante
les incertitudes des composants sont indépendantes les unes des autres si leurs ordres de
grandeur ou leurs signes algébriques ne sont pas corrélés de manière significative
3.10
chaîne de protection
ensemble de composants et de modules comprenant un ou plusieurs capteurs et destiné à
générer un signal unique d'action de protection lorsque l'état d'une centrale le nécessite
3.11
plage de fonctionnement de la chaîne d’instrumentation
zone située entre les limites dans lesquelles une quantité est mesurée, reçue ou transmise.
S'exprime en donnant la valeur la plus haute et la valeur la plus basse de la plage de
fonctionnement.
3.12
réglage des points de consigne de système de sûreté (RPCSS)
les réglages des points de consigne du système de protection des réacteurs nucléaires sont
les réglages pour des dispositifs de protection automatique correspondant aux grandeurs
significatives pour les fonctions de sûreté
3.13
système d’instrumentation de sûreté nucléaire
équipement ou instruments électriques ou électroniques destinés à assurer un contrôle et
une surveillance appropriés du réacteur nucléaire, comprenant toute l'instrumentation des
systèmes de sûreté et de contrôle

61888  IEC:2002 – 11 –
3.3
as found
the condition in which a channel, or portion of a channel, is found after a period of operation
and before recalibration (if necessary)
3.4
as left
the condition in which a channel, or portion of a channel, is left after calibration or final
setpoint device setpoint verification
3.5
drift
an undesired change in output over a period of time where change is unrelated to the input,
environment, or load
3.6
error
the algebraic difference between the indication and the ideal value of the measured signal
3.7
final setpoint device
a component, or assembly of components, that provides input to the process voting logic for
actuated equipment
NOTE Examples of final setpoint devices are bistables, relays, pressure switches, and level switches.
3.8
foldover
a device characteristic exhibited when a further change in the input produces an output signal
that reverses its direction from the specified input-output relationship
3.9
independent uncertainty
uncertainty components are independent of each other if their magnitudes or algebraic signs
are not significantly correlated
3.10
instrument channel
an arrangement of components and modules, including sensor(s), as required to generate a
single protective action signal when required by a plant condition
3.11
instrument channel range
the region between the limits within which a quantity is measured, received, or transmitted. Is
expressed by stating the lower and upper instrument channel range values.
3.12
limiting safety system setting (LSSS)
limiting safety system settings for nuclear reactors are settings for automatic protective
devices related to those variables having significant safety functions
3.13
nuclear safety system instrumentation
electronic and electrical equipment or instruments for ensuring the proper control and
monitoring of a nuclear reactor, including all control and safety system instrumentation

– 12 – 61888  CEI:2002
3.14
élément primaire
élément du système qui convertit de manière quantitative l'énergie variable mesurée en une
forme pouvant être mesurée
3.15
aléatoire
qualifie une grandeur dont la valeur à un point précis dans le futur ne peut être exactement
prédite, mais seulement estimée grâce à une fonction de distribution des probabilités
3.16
précision de référence
nombre ou quantité qui définit une limite ne pouvant être dépassée par les erreurs lorsqu'un
appareil est utilisé dans des conditions d'exploitation spécifiées
3.17
limite de sûreté
limite associée à une importante grandeur du procédé, nécessaire à une protection
raisonnable de l'intégrité des barrières physiques contre les fuites incontrôlées de
radioactivité
3.18
système de sûreté
système important en matière de sûreté, destiné à garantir en toutes circonstances un arrêt
sûr du réacteur et une bonne évacuation de la chaleur du cœur et/ou à limiter les
conséquences d'incidents d’exploitation envisagés et de situations accidentelles de
dimensionnement (voir la CEI 61513)
3.19
saturation
caractéristique d'un appareil qui apparaît lorsqu'une modification du signal d'entrée ne produit
pas ou de moins en moins de modifications en sortie
3.20
capteur
partie d’une chaîne qui réagit aux modifications d'une grandeur ou de l'état de la centrale et
convertit la grandeur de procédé mesurée en un signal, par exemple électrique ou
pneumatique
3.21
intervalle de test
temps écoulé depuis le déclenchement (ou la fin) d’essais consécutifs sur le même capteur,
chaîne, groupe de chargement, groupe de sûreté, système de sûreté ou sur d'autres
systèmes ou appareils spécifiés
3.22
seuil de déclenchement
valeur prédéterminée pour mettre en action le dispositif de consigne final destiné à
déclencher une action de protection
3.23
incertitude de la chaîne
niveau d'incertitude au niveau de la sortie d’une chaîne d'instrumentation (ou tolérance
prévue pour en tenir compte) due aux erreurs éventuelles, aléatoires ou systématiques,
n'ayant pas été corrigées. L'incertitude d’une chaîne est généralement donnée avec une
probabilité et un intervalle de confiance.

61888  IEC:2002 – 13 –
3.14
primary element
the system element that quantitatively converts the measured variable energy into a form
suitable for measurement
3.15
random
variable whose value at a particular future instant cannot be predicted exactly but can only be
estimated by a probability distribution function
3.16
reference accuracy
number or quantity that defines a limit that errors will not exceed when a device is used under
specified operating conditions
3.17
safety limit
a limit on an important process variable, ,necessary to reasonably protect the integrity of
physical barriers that guard against the uncontrolled release of radioactivity
3.18
safety system
system important to safety provided to ensure that in any condition, the safe shutdown of the
reactor and the heat removal from the core and/or to limit the consequences of anticipated
operational occurrences and design basis accident conditions (see IEC 61513)
3.19
saturation
device characteristic exhibited when a further change in the input signal produces no
additional change, or progressively less change, in the output
3.20
sensor
portion of a channel that responds to changes in a plant variable or condition and converts the
measured process variable into a signal, for example, electric or pneumatic
3.21
test interval
elapsed time between the initiation (or successful completion) of tests on the same sensor,
channel, load group, safety group, safety system, or other specified system or device
3.22
trip setpoint
predetermined value for actuation of the final setpoint device to initiate a protective action
3.23
channel uncertainty
the amount to which an instrument channel's output is in doubt (or the allowance made
therefore) due to possible errors, either random or systematic, that have not been corrected.
The channel uncertainty is generally identified within a probability and confidence level.

– 14 – 61888  CEI:2002
4 Abréviations
SQ Somme Quadratique
IC Incertitude de la Chaîne
LA Limite Analytique
SDD Seuil De Déclenchement
RPCSS Réglage des Points de Consigne de Système de Sûreté
5 Détermination des points de consigne
Les seuils de déclenchement des instruments des systèmes de sûreté nucléaire doivent être
sélectionnés de telle manière que la tolérance entre le seuil de déclenchement et la limite
analytique soit suffisante pour que les incertitudes soient prises en compte. Les prescriptions
détaillées concernant les rapports des points de consigne des instruments des systèmes de
sûreté sont données dans les articles suivants, comme illustré par la figure 1.
Les différents types de points de consigne des systèmes de sûreté n'ont pas la même
importance, et il peut être donc plus judicieux d'appliquer différentes prescriptions pour la
détermination des points de consigne. Il convient qu’une méthodologie rigoureuse en matière
de points de consigne concernant l'arrêt d'urgence automatique ou les points de consigne
actionneurs associés à des systèmes importants pour la sûreté prenne en compte tous les
éléments énumérés en 5.1 à 5.4.2. Ces systèmes importants pour la sûreté comprennent par
exemple les systèmes nécessaires aux analyses de sûreté de la centrale et en rapport direct
avec la protection du réacteur, le refroidissement d'urgence du cœur, l'isolement de l'enceinte
et l'évacuation de la chaleur dans l'enceinte. Toutefois, pour les points de consigne qui
peuvent ne pas avoir le même niveau strict d'exigence, par exemple pour les points de
consigne non considérés dans les analyses de sûreté ou pour ceux sans valeurs limites, la
méthodologie de détermination des points de consigne pourrait être moins rigoureuse. En
général, tous les termes d'incertitude d'une méthodologie d'établissement des points de
consigne peuvent ne pas être nécessaires pour tous les calculs des points de consigne. Les
méthodologies utilisées doivent être documentées et doivent être accompagnées de
justifications appropriées.
5.1 Sûreté
Les barrières physiques sont conçues pour empêcher les relâchements incontrôlés de
radioactivité. Les limites de sûreté sont choisies afin de maintenir l'intégrité de ces barrières
physiques. Dans le cas de cette norme, les limites de conception techniques des dispositifs
de sûreté sont traitées comme des limites de sûreté. Les limites de sûreté peuvent être
définies en termes de grandeurs procédé directement mesurées telles que la pression ou la
température. Les limites de sûreté peuvent également être définies en termes de grandeurs
calculées mettant en jeu deux grandeurs de procédé mesurées ou plus. Le rapport d’ébullition
critique est un exemple de grandeur calculée.
5.2 Analyse de sûreté
L'analyse de sûreté établit
a) une limite analytique en termes de grandeur mesurée ou calculée, et
b) un instant précis de déclenchement de l'action de protection après l’atteinte de la valeur.
Si ces deux contraintes sont respectées, la limite de sûreté définie en 3.17 ne sera pas
franchie en cas d'incidents d’exploitation envisagés et d’accident de référence.

61888  IEC:2002 – 15 –
4 Abbreviations
SRSS Square-Root-Sum-of-Squares
CU Channel Uncertainty
AL Analytical Limit
TS Trip Setpoint
LSSS Limiting Safety System Setting
5 Determination of setpoints
Trip setpoints in nuclear safety system instruments shall be selected to provide sufficient
allowance between the trip setpoint and the analytical limit to account for uncertainties.
Detailed requirements for safety system instrument setpoint relationships are given in the
following clauses, as illustrated in figure 1.
The importance of the various types of safety system setpoints differ, and as such it may be
appropriate to apply different setpoint determination requirements. For automatic trip or
actuation setpoints associated with systems important to safety, for example, those required
by the plant safety analyses and directly related to reactor protection, emergency core-
cooling, containment isolation, and containment heat removal, a stringent setpoint
methodology should consider all of the items noted in 5.1 to 5.4.2. However, for setpoints that
may not have the same level of stringent requirements, for example, those that are not
credited in the safety analyses or that do not have limiting values, the setpoint determination
methodology could be less rigorous. In general, all uncertainty terms for a particular setpoint
methodology may not be required for all setpoint calculations. The methodologies utilised
shall be documented and appropriate justification shall be provided.
5.1 Safety
Physical barriers are designed to prevent the uncontrolled release of radioactivity. Safety
limits are chosen to maintain the integrity of these physical barriers. For this standard, design
limits for engineered safety features are treated in the same way as safety limits. Safety limits
can be defined in terms of directly measured process variables such as pressure or
temperature. Safety limits can also be defined in terms of a calculated variable involving two
or more measured process variables. An example of a calculated variable is the departure
from the nucleate boiling ratio.
5.2 Safety analysis
The safety analysis establishes
a) an analytical limit in terms of a measured or calculated variable, and
b) a specific time after that value is reached to begin protective action.
Satisfying these two constraints will ensure that the safety limit of definition 3.17 will not be
exceeded during anticipated operational occurrences and design-basis events.

– 16 – 61888  CEI:2002
Les limites analytiques dérivent des limites de sûreté au travers des scénarii accidentels. La
marge entre ces deux valeurs permet de prendre en compte la relation temporelle qu’il existe
entre le procédé et l’ensemble de la chaîne d’instrumentation de protection (capteur,
traitement du signal, actionneur, etc.). Les limites analytiques (LA) représentent une valeur
qu’il convient de ne pas dépasser avant que l'action définie ne soit réalisée. Lors de
l'établissement de la limite analytique pour un point de consigne, la fonction générale initiée
par activation du point de consigne doit être soigneusement considérée. En général, la limite
analytique est définie en s'appuyant sur la documentation de conception ou sur d'autres
calculs. Si aucune limite analytique n'est disponible, alors il convient d'évaluer sérieusement
s'il est vraiment nécessaire de préparer un calcul du point de consigne.
5.3 Réglage de point de consigne de système de sûreté (RPCSS)
Un RPCSS est destiné à garantir que l'action de protection se déclenchera avant que l’état du
procédé n'atteigne la limite analytique, limitant ainsi les conséquences d'un accident de
référence à celles prévues par les analyses de sûreté. Le RPCSS dérive de la limite
analytique d'une manière déterminée par la méthodologie de calcul des points de consigne.
Selon la méthodologie employée, le RPCSS peut correspondre à la valeur admissible, au
seuil de déclenchement ou à ces deux éléments. La maintenance du RPCSS est définie soit
dans les spécifications techniques, soit dans les procédures d'exploitation de la centrale. La
figure 1 montre les rapports entre la limite analytique et le RPCSS. Les prescriptions
détaillées concernant le développement des seuils de déclenchement et des valeurs
admissibles sont indiquées dans les paragraphes 5.3.1 à 5.3.3.
5.3.1 Incertitude de la chaîne et seuil de déclenchement
Le seuil de déclenchement doit être établi pour la chaîne. Les données utilisées lors du choix
du seuil de déclenchement peuvent provenir de l'une des sources suivantes: retour
d’expérience, essais de qualification d'équipement, cahier des charges du fournisseur,
analyses techniques, essais en laboratoire et schémas techniques.
Une tolérance doit être prévue entre le seuil de déclenchement et la limite analytique afin de
garantir le déclenchement d'un arrêt d'u
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