AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的分级(讲座稿)

1、AP1000核电厂结构、系统和部件分类(SSC)(讲座草案)，主讲人：姚，上海核工程研究设计院，2009年9月，2020年7月10日，-2，-1 AP 1000核电厂结构、系统和部件分类目的和特点2 AP1000核电厂SSCs地震分类3 AP1000核电厂SSCs安全分类4 AP1000核电厂SSCs检验要求5规程， 规范和标准的比较6 NRC审查结论附录A AP1000交互式保护设计要点附录B AP1000核电厂SSCs安全分类示例，目录，2020年7月10日，-3-，分类目的核电厂SSCs分类的目的是提供一种识别方法，以识别与安全和抗震相关的不同要求，如SSC。 安全标准分类便于提供与美国

2、国家核安全分类、核管制委员会质量分组、地震分类、美国机械工程师协会规范第三卷等级和其他适用工业标准相关的详细信息。主要介绍了AP1000核电厂安全壳的地震分类和安全分类方法。AP1000核电厂SSCs分类的目的和特点(1/2)，2020/7/10，-4-，特点AP1000核电厂SSCs抗震设计的主要特点是取消OBE地震，仅将SSE作为单一设计参考地震，因此SSCs抗震分类与以往ap1000核电厂SSCs安全分类存在一定差异。其主要目的如下：(AP1000核电厂SSC分类的目的和特点(2/2)。为了符合不同的工业标准，非安全相关的固态继电器分为多个级别。相同的SSC或不同的部件可以执行不同的功能

3、，并且可以分成不同的级别来区分。2020年7月10日，-5，-2.1，符合法规、规范和标准10 CFR 50。附录A设计一般原则(GDC)指南2防止自然现象的设计标准10 CFR 100.23地质和地震现场指南(AP1000地震和地质现场指南，无10 CFR 100附录A) R.G 1.29地震设计分类AP1000 DCD3.2核电厂结构、系统和部件分类APP-GW-G1-003，地震设计标准，WEC，2002，AP1000核电厂2 SSCs地震分类(1/2) 2020/7/10，-6，-2.2地震分类ap1000核电厂SSC分为：地震一级(C-I)地震二级(C-II)地震三级(c-ii) 2

4、 AP1000核电厂SSC地震分类(2/7)，2020/7/10，-7-,(1)地震一级(C-I)与R.G1.29中的定义一致。地震一级适用于安全相关的SSC，也适用于那些安全相关项目必须提供以下功能：有能力关闭反应堆并保持安全关闭；阻碍或减轻事故的后果，事故可能导致工厂外的辐射，且不得超过10CFR100中规定的限值。ap1000核电厂2 SSCs地震分类(3/7)，2020/7/10，-8-，2.3定义(1)抗震一级(C-I)抗震一级SSC设计为能够承受SSE地震荷载，并在SSE地震荷载期间或之后保持其结构完整性，还应保持其应有的安全功能。抗震一级结构应防止与相邻非抗震结构的相互作用。抗震

5、一级不锈钢符合10CFR附录B的质量保证要求.ap1000核电厂2 SSCs地震分类(4/7)，2020/7/10，-9-，2.3定义(2)地震类别二(C-II)地震类别二适用于执行非安全相关功能且不需要连续功能的SSCs。当位于与安全相关的安全保障中心附近时，当故障或相互作用可能导致安全相关的安全保障中心在上海地震期间发生功能故障时，抗震二级旨在防止安全保障中心在上海地震中倒塌、坠落或摇晃。地震二级结构在上交所期间的破坏阻止了与地震一级项目的相互作用，从而减少了不可接受的安全相关的上交所的形成。或可能对主控制室人员造成不可忍受的伤害，2 AP1000核电厂SSCs地震分类(5/7)，2020

6、/7/10，-10，-2.3定义(2)地震等级二(C-II)地震等级二SSC确保在SSE地震期间不会发生不可接受的结构故障或与地震等级一SSCs的相互作用。如果抗震二级流体系统位于敏感设备附近，则要求其具有适当程度的压力边界完整性。抗震二级仅适用于部分不锈钢。对设备的具体要求是其支撑能够承受小地震，如环形吊车、装卸机、主控室天花板上的小地震控制等。2 AP1000核电厂SSCs地震分类(6/7)，2020/7/10，-11-，2.3。符合常规建筑规范中规定的抗震设计要求，如核电厂放射性废物贮存SSC、汽轮机厂房等。(4)非抗震(NS)是指不属于抗震一、二、三类且不与安全相关的设计SSC SSC

7、s锚固，且应符合常规规范、AP1000核电厂SSCs抗震分类(7/7)、2020/7/10、-10 3.1的抗震要求。遵循规范。 核电厂规范和标准10 CFR 50.55a和标准10 CFR 50附录B核电厂和燃料后处理厂质量保证指南10 CFR 21缺陷和不符合项报告1.26质量分组和标准ANSI N18.2标准型压水堆核电厂设计的核安全指南。 1975 ANS 51.1固定式压水反应堆核电厂设计的核安全标准，1983 R.G 1.97仪器评估APP-GW-G1-010(R1)，适用于轻水冷却核电厂事故期间和事故后的电厂和环境状态，AP1000核安全分类和地震要求方法，WEC，2008年注：

8、R.G 1.26，ANSI 18.2和ANS 51.1不适用于ap1000的被动安全系统。3 AP 1000核电厂安全壳的安全分类(1/27)，2020/7/10，-13-，3.2术语定义“安全相关”是一个适用于在设计参考事件期间或之后提供安全相关功能的项目。同时，适用于安全相关项目的文件和安全相关功能可在设计参考事件期间或之后提供以下功能：保持反应堆冷却剂压力边界的完整性，有能力关闭反应堆并保持安全关闭，防止相当于10 CFR 100的泄漏事故到工厂外部或减轻后果。 3 AP 1000核电厂安全控制系统的安全分类(2/27)，2020/7/10，-14-，3.2术语定义设计基准事件是指在电厂

9、设计中必须考虑的正常运行条件(包括预期运行事件)，以完成安全相关功能。 设计基准事故、外部事件或自然现象等事件设计基准事故和瞬态指安全分析中假设的设计基准事件(事故和瞬态)。设计基准事故和瞬态用于确定电厂设计中结构、系统和部件的可接受性能要求。3 AP1000核电厂SSCs安全分类(3/27)，2020/7/10，-15-，3.2术语定义了管道破裂的设计基础(DBPB)，这意味着除了失水事故和主蒸汽/主供水管道破裂以外的那些假想管道破裂。包括核安全一级分支管道上的假想管道破裂冷却剂致死事故(LOCA)，该事故将导致反应堆冷却剂损失率小于或等于反应堆冷却剂水补给系统的水补给容量，这可能导致反应堆

10、冷却剂以超过冷却剂水补给系统容量的速度从反应堆压力边界的每个裂口处逃逸， 直到并包括那些假设的事故，其破口损失大小等于反应堆冷却剂系统中最大的管道双端断裂，SSCs 3 AP 1000核电厂安全分类(4/27)，2020年7月10日，-16-，3.2术语定义主蒸汽管道/供水管道破裂主蒸汽和给水管道破裂(ms/fwpb)主蒸汽管道和供水管道上的假想破裂，包括由假想管道破裂本身引起的负荷。 负载系统运行瞬态系统运行瞬态(SOT)，也包括由假设管道破裂引起的所有相关系统的瞬态和动态效应，是由电厂运行或系统运行引起的动态事故及其机械响应引起的瞬态，3 AP1000核电厂SSCs安全分类(5/27)，2

11、020/7/10，-17-，3.2术语定义假设事件假设自然现象(即运行参考地震、安全停堆地震等)。)，假设的现场危险(即现场附近的爆炸等)。)或假设的电厂事件(即设计参考破裂、冷却剂损失事故、破口损失事故等)。在这种情况下，发电厂的设计必须保持完整。它不会对公众的健康和安全造成过度的风险。这些假设事件也被称为设计基准事件。结构完整性对于非承压部件，其结构完整性是指部件几何尺寸的稳定性；承压部件是指承压部件压力边界在不同载荷下的变形特性的限制，如弹性变形、构件结构不连续区域的大塑性变形或构件结构的整体塑性变形，但不允许构件压力边界破裂。3 AP1000核电厂SSCs安全分类(6/27)，2020

12、/7/10，-18-，3.2术语定义服务负荷设计技术规范中给出的压力、温度、机械和事故下各种负荷的服务极限，例如ASME规范第三卷，3 AP1000核电厂SSCs安全分类(7/27)，2020/7/10，-19，-3.3分级原则结构、系统和部件相关章节中提出的不同服务负荷的相应极限r和w(11级)机械设备a、b和c相当于美国国家标准中的安全1、2和3级电气设备； c级相当于1E级和d级，但ss c E、f、g、l、p、r和w以及安全级SSC与不同的工业规范和标准相关；3 AP1000核电厂SSCs安全分类(8/27)，2000 3.3分类原则：当部件分类可以细化为单个零件项目或某个零件指定两个

13、或多个不同分类的功能时，应按最严格的功能进行分类。如果结构、系统和部件包含合理的接口边界，同一SSC的不同部分可以执行不同的功能，并且可以被划分为不同的设备类别。3 AP1000核电厂SSCs安全分类(9/27)，2020/7/10，-21，-3.4分类说明(1)A级为安全相关等级，相当于ANS安全等级1，属于反应堆冷却剂系统的压力边界，包括所需的隔离阀和支架。具有最高的完整性和最低的泄漏率，a级安全壳是抗震I级安全壳，质量保证符合a组10 CFR 50附录b和ASME规范第三卷中1级部件的规范和标准。3 AP1000核电厂(10/27)、2020/7/10、-22、-3.4分类说明(2)b类

14、的安全等级为安全相关等级。相当于ANS安全等级2，限制在某个设计参考事件后从安全壳中释放的放射性物质的泄漏，该设计适用于完成以下功能：提供裂变产物屏障或为包含在主要回路中的放射性物质的安全壳和隔离提供安全壳边界，包括贯穿件和隔离阀。它还包括作为安全壳边界函数的管道。例如，安全壳中的主蒸汽和主供水系统、SG的二次侧汽缸、3 AP1000核电厂(11/27)、2020/7/10、-23和3.4分类说明(2)B类循环非安全壳/非反应堆冷却剂流体，以提供事故后流入/流出安全壳的安全相关功能、安全性。如果有适用的安全壳隔离阀，将在循环回路的安全壳外部的管道中引入紧急负反应性，以制造反应堆3 AP1000

15、核电厂安全分类(12/27)，2020/7/10，-24-，3.4分类说明(2)B级安全分类是一种规范和标准，其抗震一级核监视委员会质量与ASME规范第三卷中的B级10 CFR附录B和二级或多级部件一致。美国机械工程师协会规范第三卷中的“核安全”子卷适用于安全壳和保护管道，而美国机械工程师协会1000核电厂安全等级3(13/27)，2020/7/10，-25-，3.4分类说明(3)C级是一个安全相关等级，相当于美国机械工程师协会安全等级3。它适用于减轻设计基准事故和其他设计基准事件所需的安全相关功能。它的小泄漏不会妨碍丙类安全壳满足安全相关功能(包括辐射剂量和系统功能)。它适用于设备破裂，这可

16、能导致无限制区域的剂量超过10CFR20的限值，或导致堆芯失去冷却。丙类南南合作是地震。一级核管制委员会的质量与C 10 CFR 50附录B和美国机械工程师协会规范第三卷中的三级部件一致。3 AP 1000核电厂(14/27)、2020/7/10、-26、-3.4安全分类说明(3)c类空气和气体“储存箱”在c类ASME-VIII附录22中无焊缝制造，可替代ASME-III-NC。10 CFR 50附录b和10 CFR 21适用于核心支撑结构ASME-NG电气系统IEEE标准(包括IEEE 323、IEEE-344)、3 AP1000核电厂SSCs安全分类(15/27)、2020/7/10、27-3.4分类说明(3)的安全相关制造。在C类设计中应完成的安全相关功能(一个或多个)列在安全分析报告的第3.2节中提供紧急堆芯冷却功能的桥梁和起重机、安全注射罐的RPV安全注射管上隔离阀之间的管道，以及3 AP1000核电厂的SSCs安全分类(16/27)。 20