核电厂安全分级

核电厂系统与部件的核安全分级1/8/20231第1节总论

1.1目的

压水堆核电站设计中采用了纵深防御的原则。从安全角度讲，对一个核电站应考虑以下两个主要问题：(1)它构成了一个辐射源；(2)它通常产生是可控的放射性释放；在特殊情况下，如在偶发事件或事故下，会造成不可控释放。1/8/20232

从这个观点出发，核电站的安全根据纵深防御原则应包括如下三个层次，即：第一层，电站的设计与建造质量要保证在正常运行和正常瞬态运行工况下电站不发生破坏。第二层，安全系统的设计要尽可能减少非正常瞬态工况或设备故障的影响。第三层，工程安全设施的设计要尽可能减少能导致放射性产物泄漏的假想事故的影响。第1节总论

1.1目的1/8/20233前两个层次是事故的预防，后一层次是事故的防护。核电站的安全实际上是通过组成其系统、设备和部件的安全性来实现的。从安全上来看，组成核电站的各个系统、设备和部件对安全的重要程度是不完全相同的。为此，必需根据它们所执行的安全功能，对这些系统、设备和部件进行分级，并对不同等级的设备和部件规定出在设计、制造、材料检验等方面的不同要求。第1节总论

1.1目的1/8/20234《核电厂设计安全规定》在设计总准则一章中针对核电厂的设计提出了“必须明确规定构筑物、系统和部件的全部安全功能。构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。”为了便于履行这一要求，安全导则《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》对核电厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导。第1节总论

1.2范围1/8/20235

该导则推荐了安全功能和物项分级的方法，即把基本安全功能按其重要性，详细分解为多种安全功能条目(如k、d、c、等共20个条目)，然后再把这些条目组合成若干个等级。该导则在其附件A中把流体包容部件分成了安全1、2、3、4四个等级，若再加上四级以外的物项，则共有五个等级。但一般世界各国(如法、美)是把流体包容部件(或称核承压设备)分为3个安全等级(即安全1级、安全2级、安全3级)和非安全级(常规设备)。

第1节总论

1.2范围1/8/20236

建立或制定设备分级的目的是为了对那些核电站安全起作用的系统和设备的可靠性和可利用率提供足够的保证。设备的等级是根据设备所履行的安全功能决定的，合适的设备等级应保证：设备的质量与设备在安全中所起的作用相适应。第1节总论

1.3设备分级的概念和方法1/8/20237核电站的安全主要取决于那些保证执行下列安全功能的设备的可靠性。这些安全功能是：(1)反应堆紧急停堆和维持反应堆在安全停堆状态；(2)堆芯和安全壳厂房的冷却(包括中期和长期冷却)；放射性物质的封存和限制向环境的排放并控制在规定的限值之内。

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1.3设备分级的概念和方法1/8/20238所谓设备的安全分级，就是从核电厂或核设施的设备中找出履行上述安全功能的设备，即所谓“与安全有关”或“对安全是重要”的设备，并按其执行安全功能的重要性，分为不同的等级，这就是“设备分级”。其次应证实这些设备在系统要求的任何可能的工况下都能可靠地执行其安全功能，这就是所谓“设备鉴定”。由于核电站的安全在很大程度上取决于设备的可靠性，因此“设备分级”和“设备鉴定”对核电站的安全是很重要的。

第1节总论

1.3设备分级的概念和方法1/8/20239正确的的设备备分级级是在在充分分地了了解核核电站站各系系统功功能的的基础础上作作出的的。在在订出出设备备的安安全等等级的的基础础上，，人们们就可可以规规定它它的设设计和和制造造要求求，抗抗地震震要求求以及及质量量保证证要求求，即即制定定出设设备的的设计计制造造等级级(即即规范范等级级)、、抗震震等级级和质质量保保证等等级。。这就就是““设备备分级级”的的全过过程。。第1节节总总论1.3设设备分分级的的概念念和方方法12/29/202210在作出出“设设备分分级””之后后，为为了了了解这这些设设备是是否能能在整整个寿寿期及及可能能的任任何工工况(主要要是事事故工工况)下都都能可可靠地地执行行其安安全功功能，，必须须对设设备进进行鉴鉴定，，鉴定定可以以用分分析方方法和和试验验方法法或这这二者者的结结合。。其过过程是是，首首先确确定哪哪些设设备须须要用用鉴定定，从从中找找出实实际作作鉴定定的典典型设设备，，然后后制定定出鉴鉴定的的方法法和程程序以以及鉴鉴定验验收标标准，，接着着对设设备进进行鉴鉴定试试验或或分析析，最最后对对设备备的鉴鉴定评评价报报告进进行审审查，，以判判定这这些安安全重重要的的设备备是否否真正正合格格，即即能够够承受受电站站40年寿寿期并并承受受最苛苛刻的的环境境条件件和地地震条条件。。第1节总总论1.3设备分分级的概念念和方法12/29/202211在核电站站设计中中，如果果某些系系统、设设备和建建筑物对对安全的的作用比比另一些些系统、、设备和和建筑物物更大，，那么这这些系统统的设备备和建筑筑物的分分级级别别就要越越高。设设计中可可用两种种方法来来确定与与安全有有关的系系统、设设备和建建筑物的的分级要要求：确确定论法法和概率率法。确确定论法法常对那那些安全全有重要要作用的的，其损损坏能导导致严重重放射性性释放事事故的系系统、设设备和建建筑物提提出分级级要求。。第1节总总论1.3设备备分级的的概念和和方法12/29/202212分级要求求带有强强制性而而不需要要细致地地考虑损损坏的几几率或对对减轻事事故后果果的影响响。概率率法则细细致地根根据需要要某一安安全功能能起作用用的几率率以及该该安全功功能失效效的后果果来评价价安全重重要性。。概率法法在确定定各系统统、设备备和建筑筑物的安安全重要要性的相相对排序序方面特特别有用用。第1节总总论1.3设备备分级的的概念和和方法12/29/2022131.3.1确定论方法一般将核电厂厂各承压设备备物项按照其其所履行的安安全功能分为为安全1级，，安全2级，，安全3级及及非安全级。。安全1级就是是构成反应堆堆冷却剂压力力边界的那些些设备，其失失效会引起失失水事故的物物项；第1节总论论1.3设备分级级的概念和方方法12/29/202214安全2级是属属于反应堆冷冷却剂压力边边界但不属于于安全1级的的那些小设备备，小管道(具体定义是是：其失效引引起的反应堆堆冷却剂流失失不超过正常常补水系统提提供的补水量量)以及用于于防止预计运运行事件导致致事件工况，，或发生事故故可减轻事故故工况后果的的物项，如专专设工程安全全设施。第1节总论论1.3设备分级级的概念和方方法12/29/202215第1节总论论1.3设备分级级的概念和方方法安全3级是冷冷却安全2级级设备，或对对安全级设备备运行起支持持保证作用的的物项(冷却却、润滑、密密封等)。如如设备冷却水水系统，重要要厂用水系统统等。具体分级以法法国标准压水水堆核电厂为为例，如下列列。从中可以以看出安全分分级与安全功功能条目之间间的关系。12/29/202216安全级设备举例压水堆1反应堆冷却剂系统中的设备，包括：反应堆压力容器、主管道和延伸至并包括第二个隔离阀的连接管线，不包括名义管径<10mm的支管蒸汽发生器（一次侧）泵稳压器2反应堆冷却剂压力边界设备中除属于一级安全以外的设备2安全注入系统和应急加硼系统安全壳喷淋系统2安全壳结构和贯穿件2注射硼酸以控制堆芯反应性变化和控制反应堆冷却剂系统水容量平衡的系统2蒸汽发生器的二次侧和延伸到并包括蒸汽管线阀门的蒸汽管线2余热导出系统和安全壳内的应急和正常给水系统中延伸到并包括安全壳外的第一个隔离阀的设备3二级、三级安全级系统的冷却系统和废燃料水池用的冷却系统3硼酸和化学添加剂的制备系统3安全壳外的辅助给水系统3废物处置系统（内装待衰变的大量放射性气体的设备）3处理（净化和再生）反应堆冷却剂系统的系统3一些重要的通风系统12/29/2022171.3.2概率法采用概率法法是将安全全功能按其其对安全的的重要作用用排顺序，，该法综合合考虑以下下三点：(1)该该安全功能能失效的后后果(P1)；(2)要要求执行该该安全功能能的几率(P2)；；(3)在在需要时，，不能执行行其安全功功能的几率率(P3)。第1节总总论1.3设备分分级的概念念和方法12/29/202218这三三个个因因子子的的乘乘积积必必须须低低于于允允许许水水平平(P=P1××P2××P3)，，即即要要求求执执行行某某安安全全功功能能的的几几率率，，在在需需要要时时不不能能执执行行安安全全功功能能的的几几率率以以及及该该安安全全功功能能失失效效的的后后果果三三者者的的乘乘积积应应在在允允许许的的限限度度内内。。当分分析析表表明明这这一一乘乘积积过过大大时时，，应应从从设设计计和和(或或)管管理理上上采采取取减减小小它它的的措措施施，，可可供供采采取取的的措措施施很很多多，，如如在在废废液液处处理理系系统统中中，，为为了了尽尽量量减减少少贮贮槽槽损损坏坏时时放放射射性性释释放放的的后后果果，，可可将将放放射射性性废废液液贮贮存存在在若若干干个个小小贮贮槽槽内内，，而而不不是是内内贮贮存存在在一一个个大大贮贮槽槽内内。。第1节总总论1.3设备备分级的的概念和和方法12/29/202219通常还采采用其它它各种方方法，如如：多重重性、多多样性、、厂区布布置、采采用经过过考验的的设备、、在役检检查以及及采用合合适的规规范和标标准等。。所需的的结构完完整性由由设计来来确定，，即包括括诸如结结构设计计、质量量保证、、制造以以及水压压试验、、役前检检查等方方面。第1节总总论1.3设备备分级的的概念和和方法12/29/202220为某一设设备确定定的设计计要求直直接会影影响到该该设备失失效的几几率，即即设计要要求愈严严格，该该设备在在需要时时不能执执行其功功能的几几率就愈愈小。因因此，安安全等级级越高，，其设计计要求也也要求高高；安全全等级越越低，设设计的要要求也较较低。压水堆核核电厂的的设备分分级如下下述已很很规范化化了，用用确定论论方法可可确定。。而新堆堆、研究究堆，其其分级有有很大的的不确定定性，则则可采用用概率法法最终确确定。第1节总总论1.3设备备分级的的概念和和方法12/29/2022211.3.3安全等等级以以外的的其他他级别别核电厂物项项除有其安安全等级以以外，还有有以下3个个级别，即即抗震类别别、规范等等级和质保保等级。(1)抗震震类别应根据物项项所执行的的安全功能能和发生地地震时对物物项的特殊殊要求，按按照HAF0215(1)确确定物项的的抗震类别别。如抗震震Ⅰ类要要求承受OBE、SSE载荷荷，抗震ⅡⅡ类仅要要求承受OBE载荷荷。第1节总总论1.3设备分分级的概念念和方法12/29/202222(2)规范范等级所谓规范等等级，是指指为满足不不同安全等等级的要求求，采用何何种设计建建造规范(标准)。。如ASME－NB、NC、、ND等。。在确定规规范等级及及相应的设设计建造要要求时，首首先要考虑虑安全等级级，其次还还要考虑物物项的载荷荷条件(压压力、温度度、载荷循循环情况等等)，根据据GB/T16702和GB/T17569确确定。第1节总总论1.3设备分分级的概念念和方法12/29/202223(3)质量量保证等级级物项的质量量保证等级级的划分可可以有两种种办法。第第一种办法法以物项定定位，即一一个物项唯唯一地赋予予一个等级级。第二种种办法以物物项和活动动领域(设设计、采购购、制造、、建造、运运行和管理理)两者定定位，这种种办法可能能使同一物物项在不同同的活动阶阶段有不同同的质量保保证等级。。质量保证等等级的高低低首先要依依据安全等等级，其次次还要考虑虑物项的设设计建造经经验，工艺艺成熟性、、运动部件件多寡、供供货史、标标准化程度度等多种因因素。第1节总总论1.3设备分分级的概念念和方法12/29/202224(4)分分级级对对象象的的确确定定在分分级级时时，，““物物项项””必必须须具具体体化化。。一一个个系系统统或或一一件件设设备备可可以以由由不不同同安安全全等等级级的的若若干干部部件件所所组组成成。。所所以以在在实实施施分分级级时时，，必必须须确确定定出出能能够够赋赋予予单单一一等等级级的的最最小小单单元元，，以以该该最最小小单单元元作作为为分分级级的的具具体体对对象象，，最最小小单单元元可可能能是是：：①一一个个系系统统或或系系统统中中一一个个区区段段，，如如压压缩缩空空气气系系统统中中，，支支持持安安全全功功能能的的应应急急压压缩缩空空气气系系统统为为安安全全3级级，，其其余余系系统统为为非非安安全全级级；；第1节节总总论论1.3设设备备分分级级的的概概念念和和方方法法12/29/202225②一一个个组组件件，，如如燃燃料料组组件件(安安全全级级)；；③一一件件设设备备，，如如柴柴油油发发电电机机(安安全全级级)，，④一一件件设设备备的的某某一一部部件件，，如如反反应应堆堆冷冷却却剂剂泵泵的的泵泵壳壳(安安全全1级级)；；泵泵电电机机（（非非安安全全级级））。。⑤一一件件设设备备的的某某一一个个或或某某一一类类零零件件，，如如反反应应堆堆冷冷却却剂剂泵泵的的飞飞轮轮(安安全全3级级)；；反反应应堆堆冷冷却却剂剂泵泵的的支支承承件件(安安全全1级级)。。第1节节总总论论1.3设设备备分分级级的的概概念念和和方方法法12/29/202226设计单位必须须按系统设备备把安全级物物项及其级别别(类别)列列在物项分级级清单中。当当笼统地说某某件复杂设备备是某安全等等级时，是指指该设备有代代表性的安全全等级。比如如反应堆冷却却剂泵虽然包包含着安全1、2、3等等多个等级的的部件，但有有时候也说它它是安全1级级泵。(5)接口装装置的安全等等级不同安全等级级的物项之间间的连接应使使用接口装置置(如阀门、、孔板等)。。接口装置的的安全等级应应是所连接的的两个部件的的安全等级的的较高者。第1节总论论1.3设备分级级的概念和方方法12/29/2022272.1.1承压机械设备备承压机械设备备是指核电厂厂工艺系统或或安全系统中中用于包容流流体的各种容容器、贮罐、、管道、管道道附件、热交交换器、泵、、阀门等物项项。对于承压机械械设备，安全全级又分为安安全1级、安安全2级和安安全3级；非非安全级当中中又可分出NNS(S)类。承压机械设备备主支承件的的安全等级与与被支承设备备相同。第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.1安全全分级12/29/2022282.1.1.1安全1级安全1级适适用于于构成成反应应堆冷冷却剂剂压力力边界界，包包括一一回路路冷却却剂管管道和和内径径大于于10.4mm的管管道，，其失失效会会引起起失水水事故故的物物项。。某些部部件虽虽然也也属于于反应应堆冷冷却剂剂压力力边界界，但但其失失效引引起的的反应应堆冷冷却剂剂流失失不超超出正正常补补水能能力提提供的的补水水量，，这类类部件件可不不列入入安全全1级级。第2节节核核电厂厂系统统与部部件的的核安安全等等级2.1安安全分分级12/29/202229安全1级物物项的的例子子有：：(1)反应应堆压压力容容器；；(2)反反应堆堆冷却却剂管管道；；(3)与反反应堆堆冷却却剂管管道相相连接接的内内径大大于10.4mm的的管线线(延延伸至至并包包括第第二个个隔离离阀)；(4)反应应堆冷冷却剂剂泵属属于反反应堆堆冷却却剂压压力边边界的的部分分(如如泵壳壳)；；第2节节核核电厂厂系统统与部部件的的核安安全等等级2.1安安全分分级12/29/202230(5)控控制制棒棒驱驱动动机机构构耐耐压压壳壳；；(6)稳稳压压器器及及波波动动管管；；(7)稳稳压压器器安安全全阀阀、、卸卸压压阀阀及及其其与与稳稳压压器器相相连连的的管管道道；；(8)蒸蒸汽发生生器一次次侧；(9)上上述各部部件的主主支承件件。第2节核核电厂厂系统与与部件的的核安全全等级2.1安安全分分级12/29/2022312.1.1.2安全2级安全2级级适用于于反应堆堆冷却剂剂压力边边界内不不属于安安全1级级的小口口径部件件以及用用于防止止预计运运行事件件导致事事件工况况和减轻轻事故工工况后果果的物项项。安全2级级物项例例子有：：(1)属属于反应应堆冷却却剂压力力边界的的小直径径(DN<10.4mm)的的高能管管道和阀阀门，如如仪表管管线和取取样管线线部分；；(2)安安全壳隔隔离系统统的各种种机械设设备(如如阀门)；第2节核核电厂厂系统与与部件的的核安全全等级2.1安安全分分级12/29/202232(3)余热热排出系系统的主主要部件件；(4)化化容系统统中冷却却剂上充充部分(若用于于堆芯应应急冷却却)；(5)安安全壳喷喷淋系统统的主要要部件；；(6)安安全注射射系统的的主要部部件；(7)辅辅助给水水系统处处于安全全壳内的的部分及及其安全全壳贯穿穿件；(8)安安全壳内内的蒸汽汽系统以以及给水水系统，，直至并并包括安安全壳外外的第一一个隔离离阀；(9)安安全壳厂厂房，包包括安全全壳贯穿穿件；(10)安全壳壳氢气控控制和监监测系统统；(11)堆芯仪仪表系统统，直到到并包括括手动隔隔离阀。。第2节核核电厂厂系统与与部件的的核安全全等级2.1安安全分分级12/29/2022332.1.1.3安全3级安全3级适适用于反应应堆慢时标标控制所需需物项；保保证反应堆堆冷却剂以以外的放射射源安全所所需物项；；保证反应应堆冷却剂剂装量的某某些物项，，对安全级级设备运行行起支持作作用(冷却却、润滑、、液压等)的物项等等。安全3级物物项的例子子有：(1)化容容系统中为为控制反应应性提供硼硼酸的部件件；(2)辅助助给水系统统处于安全全壳外的部部分；(3)为冷冷却、润滑滑安全1、、2、3级级设备所需需部件；第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.1安安全分级12/29/202234(4)乏燃燃料贮存池池冷却水系系统中的重重要部件；；(5)应急急电源、水水源，以及及柴油机的的润滑油、、燃油和冷冷却水系统统；(6)压缩缩空气系统统向安全级级物项供气气部分(贯贯穿安全壳壳部分属于于安全2级级)；(7)放射射性废物处处理系统中中其故障会会导致放射射性气体释释放超过允允许限值的的部件，如如废气衰变变箱；(8)重要要厂用水系系统和设备备冷却水系系统的管道道、阀门、、泵等。(9)为控控制室可居居留性服务务的冷冻水水系统。第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.1安安全分级12/29/2022352.1.1.4非安全级非安全级适适用于安全全1、2、、3级以外外的所有承承压机械设设备。在非安全级级中可以识识别出NNS(S)物项，这这类也是安安全重要物物项，但其其失效不会会使厂区人人员或公众众所受照射射超过规定定限值。NNS(S)类物项项的例子有有：(1)放射射性废物处处理系统中中不属于安安全3级但但属放射性性物质包容容功能的部部件，如废废液输送管管廊一直延延伸到废液液固化厂房房的管廊段段；第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.1安安全分级12/29/202236(2)防火系系统中用于核核岛消防的水水罐，水泵和和输水管道；；(3)为已辐辐照的中子吸吸收材料(如如硼化合物)的再利用、、所需的贮存存、输运和工工艺处理部件件；(4)其失效效会影响安全全级物项执行行功能的部件件；(5)设备规规格书所确定定的其他有特特殊要求的部部件；(6)稳压器器卸压箱和下下泄管道、安安全壳外第一一隔离阀以后后的蒸汽和水水管道。第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.1安全全分级12/29/2022372.1.1.5安全等级的分分界两个不同安全全级别的系统统或设备的分分界一般是阀阀门。这些分分界件的功能能应达到使较较低安全等级级的设备或部部件的损坏不不会导致：(1)较高高安全等级的的系统或设备备的安全功能能的丧失；(2)正常常情况下需存存放的气态放放射性衰变气气体不可控地地向环境排放放。分界面部件的的等级应采用用两者中较高高的等级。第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.1安全全分级12/29/202238常采用用的分分界面面部件件有：：(1)非能能动屏屏障(如热热交换换器管管子)；(2)非能能动限限流装装置(如下下泄孔孔板)；(3)安全全阀；；(4)常开开遥控控阀(在2级或或3级级与更更低级级之间间)；；(5)两个个串联联常开开遥控控阀(在1级和和2级级之间间)；；(6)常闭闭阀(在2级或或3级级与更更低级级之间间)。。(7)两个个串联联常闭闭阀(在1级与与较低低等级级之间间)逆止阀阀可用用为分分界面面部件件。一一般来来说，，2个个逆止止阀相相当于于1个个常开开或常常闭阀阀。第2节节核核电厂厂系统统与部部件的的核安安全等等级2.1安安全分分级12/29/202239承担担安安全全级级界界面面部部件件的的常常开开阀阀门门，，其其关关闭闭时时间间必必须须使使所所有有核核安安全全功功能能都都能能得得到到保保障障。。具体体的的分分界界为为：：(1)在在安安全全1级级和和安安全全2级级的的设设备备之之间间：：①1个个非非能能动动装装置置(例例如如下下泄泄孔孔板板或或者者其其上上的的泄泄漏漏可可由由上上充充泵泵补补偿偿的的小小型型部部件件或或设设备备)；；②两两个个能能动动装装置置；；第2节节核核电电厂厂系系统统与与部部件件的的核核安安全全等等级级2.1安安全全分分级级12/29/202240第2节节核核电电厂厂系系统统与与部部件件的的核核安安全全等等级级2.1安安全全分分级级(2)在在安安全全2级级或或3级级设设备备与与较较低低级级的的设设备备之之间间：：①一一个个常常闭闭阀阀；；②一一个个常常开开阀阀，，但但当当它它和和较较低低安安全全级级设设备备一一起起发发生生故故障障时时，，不不会会妨妨碍碍较较高高等等级级的的系系统统的的安安全全功功能能，，也也不不会会导导致致正正常常情情况况下下需需衰衰变变贮贮存存的的放放射射性性气气体体不不可可控控地地向向环环境境泄泄放放；；③如如果果较较低低安安全全级级的的设设备备损损坏坏不不会会导导致致较较高高安安全全级级设设备备安安全全功功能能的的丧丧失失，，或或不不会会导导致致正正常常情情况况下下需需衰衰变变贮贮存存的的放放射射性性气气体体不不可可控控地地向向环环境境泄泄放放，，就就不不需需要要任任何何阀阀门门。。12/29/202241第2节核核电厂厂系统与与部件的的核安全全等级2.1安安全分分级(3)反反应堆冷冷却剂系系统中的的安全1级设备备与较低低级别的的设备(包括2级设备备)之间间：①两上上串联常常闭阀；；②两个个串联常常开阀；；③一个个安全阀阀。(4)反反应堆堆冷却剂剂系统中中的安全全2级设设备与较较低级的的设备之之间：一一个常闭闭阀；(5)核核安全等等级符号号见表1。12/242表1核核安全全等级级符号号12/29/2022432.1.2非承压机械械设备非承压机械械设备划分分为安全级级和非安全全级两大类类。2.1.2.1安全级安全级适用用于执行安安全功能的的非承压机机械物项，，其例子有有：(1)堆内构件；(2)控制棒驱动机构(耐压壳除外)；(3)某些具有安全功能的通风系统，如燃料厂房的通风系统，安全壳大气控制系统，安全壳外围通风系统，控制室通风系统等；第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.1安安全分级12/29/202244(4)所所有安全级级设备支承承件；(5)乏乏燃料装运运和贮存设设备，如装装卸料机，，燃料厂房房中的人桥桥吊。2.1.2.2非安全级安全级以外外的非承压压机械设备备属于非安安全级；在非安全级级非承压机机械设备中中亦可分出出NNS(S)类物物项。这类类物项的例例子有:(1)为保保护厂区人人员或安全全级物项提提供永久性性屏蔽或实实体保护的的设备；第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.1安安全分级12/29/202245(2)其其失失效效可可能能导导致致安安全全级级设设备备失失效效且且未未列列入入安安全全级级的的部部件件；；(3)新新燃燃料料贮贮存存架架；；(4)为为排排除除乏乏燃燃料料贮贮存存厂厂房房空空气气中中放放射射性性物物质质所所需需部部件件；；设备备规规格格书书所所确确定定的的其其他他有有特特殊殊要要求求的的部部件件。。2.1.3燃料料组组件件和和相相关关组组件件燃料料组组件件和和相相关关组组件件都都属属于于安安全全级级相关关组组件件是是指指控控制制棒棒组组件件、、中中子子源源组组件件、、可可燃燃毒毒物物组组件件和和阻阻力力塞塞组组件件。。第2节节核核电电厂厂系系统统与与部部件件的的核核安安全全等等级级2.1安安全全分分级级12/29/2022462.1.4电气设备电气设备包括括电力设备、、仪表和控制制及其供电设设备。后一类类设备的详细细安全分级见见GB/T15474-1995。。电气设备划分分为安全级和和非安全级两两大类。2.1.4.1安全级(1E级)安全级适用于于在发生事故故时和事故后后为保护公众众所需的所有有电气设备。。安全级电气气设备执行或或支持下列功功能。第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.1安全全分级12/29/2022471E级设备是是执行下列功功能的设备(1)紧急停停堆；(2)反应堆堆和安全壳内内热量的排出出(堆芯应急急冷却和堆芯芯余热排出)；(3)安全壳壳隔离；(4)滞留放放射性产物和和限制放射性性后果；1E级设备包包括执行安全全功能的电源源、电机、阀阀门电机、电电磁阀、仪表表控制系统等等。具体包括括：(1)反应堆堆保护系统；；(2)应急急电源(柴油油发电机、蓄蓄电池、逆变变器和整流器器等)；第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.1安全全分级12/29/202248(3)紧急急停堆堆系统统(如如功率率测量量、周周期测测量等等核测测量仪仪表和和事故故停堆堆断路路器等等)；；(4)专设设安全全设施施的驱驱动系系统和和控制制线路路，专专设安安全设设施包包括：：堆芯芯危急急冷却却系统统(安安注系系统、、安喷喷系统统)，，安全全壳氢氢气控控制系系统，，蒸汽汽发生生器辅辅助给给水系系统(包括括与正正常给给水系系统的的隔离离装置置)，，安全全壳隔隔离系系统；；(5)专设设安全全设施施的支支持系系统的的驱动动系统统和控控制线线路，，专设设安全全设施施的支支持系系统包包括：：设备备冷却却水系系统、、工业业冷却却水系系统和和某些些通风风系统统；第2节节核核电厂厂系统统与部部件的的核安安全等等级2.1安安全分分级12/29/202249(1)用于于安全停堆堆或事故后后仍必须运运行的那部部分信息显显示系统的的仪表设备备以及事故故后监测系系统。如安安全壳事故故后辐射监监测装置，，稳压器液液位、事故故后压力监监测装置等等；(2)安全全壳电气贯贯穿件；(3)堆内内温度测量量装置，压压力容器液液位测量及及堆芯冷却却剂过冷度度测量装置置。2.1.4.2非安全级(非1E级)安全级以外外的电气设设备属于非非安全级。。对非安全全级电气设设备应当区区别对待，，其中属于于安全重要要的应列入入NNS(S)类(SR级)。NNS(S)类类设备的详详细例子见见参考文献献[11]。第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.1安安全分级12/29/2022502.1.5构筑物物构筑物划分分为安全级级和非安全全级两大类类。2.1.5.1安安全级安全级适用用于包容安安全级设备备并提供一一个放射性性生物屏蔽蔽或把放射射性产物封封存的建筑筑物或构筑筑物。它们们是对安全全级设备起起保护作用用的物项或或作为最终终热阱的物物项。第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.1安安全分级12/29/202251安全级构筑筑物的例子子有：(1)安全全壳；(2)核辅辅助厂房；；(3)柴油油发电机厂厂房；(4)主控控制室；(5)最终终热阱，如如冷却塔；；(6)取水水口、湿厂厂址的挡水水构筑物，，如海堤；；(7)乏燃燃料贮存池池。(8)其中中，安全壳壳按承压设设备归入安安全2级。。2.1.5.2非安安全级非安全级适适用于安全全级以外的的所有构筑筑物。第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.1安安全分级12/29/2022522.2.1抗抗震I类类抗震I类类是执行行三大安安全功能能的设备备，它们们适用于于：(1)损损坏后会会直接或或间接引引起事故故工况的的物项，，如反应应堆冷却却剂承压压边界；；(2)使使反应堆堆安全停停堆并保保持反应应堆处于于安全停停堆状态态以及排排出余热热所需物物项；(3)为为防止放放射性物物质释放放或使释释放物质质保持在在国家为为事故工工况所规规定的限限值以下下所需物物项（例例如安全全壳）；；第2节核核电厂厂系统与与部件的的核安全全等级2.2抗抗震类类别的划划分12/29/202253所有安全级物物项，如安全全1、2、3级和非承压压安全级机械械设备（LS级及1E级级电气设备））均应列为抗抗震I类。预预期当发生破破坏、坠落、、移位时可能能危及安全级级物项的非安安全级设备和和构筑物亦应应列为I类，，否则必须采采取设计措施施使之在地震震时不会危及及抗震I类物物项，如将安安全级物项移移开。抗震I类物项项应按SL-2地震设计计，应能承受受SL-2和和SL-1（（见文献[12]）地震震动荷载，并并保证在地震震发生时和（（或）地震后后能履行安全全功能。该类类物项的实例例及抗震鉴定定要求见HAF.J0053。第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.2抗震震类别的划分分12/29/2022542.2.2抗抗震Ⅱ类抗震Ⅱ类适用用于抗震I类类以外某些非非安全级但属属于安全重要要的物项。抗震Ⅱ类物项项按SL-1地震动设计计、抗震Ⅱ类类物项的例子子有放射性废废物厂房和坑坑槽、蒸残液液贮罐、浓缩缩液贮罐以及及与其相连的的管道。2.2.3其其他抗震类类抗震I、Ⅱ类类物项类以外外的物项属于于其他抗震类类。其它抗震震类物项可按按合适的常规规设备抗震规规范进行设计计。第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.2抗震震类别的划分分12/29/2022552.2.4抗震I级设备的的设计分类类对于机械设设备可分为为两种，一一种是包含含有运动部部件的，称称之为能动动设备，如如泵、阀。。其它的称称为非能动动设备，如如容器、管管道、槽罐罐。对抗震I类类设备又可可分为以下下三类：1I类：在在安全停堆堆地震载荷荷下仅要求求保证其完完整性的设设备，没有有提出对变变形的限制制要求。计计算中对第第4类工况况采用D级级准则校核核。第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.2抗抗震类别的的划分12/29/2022561F类：在在安全停堆堆地震载荷荷下不但保保持完整性性还应保持持功能性要要求的设备备。如工程程安全设施施非能动部部件和其支支承系统，，如它们的的管道等。。这里的应应力限制要要求比1I类更严一一些，以限限制其变形形。计算中中对第4类类工况采用用C级准则则校核，它它用于非能能动设备。。1A类：它它是对于能能动设备而而言，是针针对有可运运行能力要要求的设备备。用以保保证其运行行部件或机机构的良好好运行功能能。它的应应力限值更更加严格，，计算中对对第4类工工况采用B级准则校校核，另外外还要作变变形计算。。第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.2抗抗震类别的的划分12/29/202257对于于机机械械设设备备，，在在规规定定了了其其安安全全等等级级后后，，应应规规定定设设计计和和制制造造方方面面的的要要求求。。目目前前我我国国多多采采用用RCC-M规规范范等等级级或或ASME-ⅢⅢ规规范范等等级级来来规规定定这这些些要要求求，，以以下下以以RCC-M规规范范等等级级为为说说明明：：RCC-M等等级级设设备备包包括括：：承承压压设设备备、、这这些些承承压压设设备备的的支支承承件件及及反反应应堆堆堆堆内内构构件件。。第2节节核核电电厂厂系系统统与与部部件件的的核核安安全全等等级级2.3设设计计和和制制造造等等级级12/29/2022582.3.1承承压压设设备备的的RCCM等等级级RCCM规规范范将将设设备备的的设设计计和和制制造造分分为为3个个等等级级，，即即RCCM-1级级、、RCCM-2级级、、RCCM-3级级。。它它们们的的要要求求依依次次降降低低。。RCC-M规规范范的的A册册中中提提出出了了总总要要求求，，B、、C、、D册册分分别别对对1、、2、、3级级设设备备和和部部件件提提出出在在材材料料、、设设计计、、制制造造、、检检验验、、试试验验等等各各个个阶阶段段所所应应遵遵循循的的准准则则和和要要求求。。规范范等等级级方方法法可可按按安安全全等等级级和和运运行行参参数数来来划划分分：：第2节节核核电电厂厂系系统统与与部部件件的的核核安安全全等等级级2.3设设计计和和制制造造等等级级12/29/202259(1)按安安全功功能等等级在确定定设备备安全全等级级的基基础上上，可可对设设备进进行RCCM分分级；；安全1级设设备全全部选选用RCCM-1级级；安全2级设设备选选用RCCM-2级级；安全3级设设备选选用RCCM-3级级；其余设设备选选用RCCM-3级级。(2)按运运行参参数分分级考虑到到设备备所处处的运运行参参数，，可以以提高高其RCCM等等级，，如图图1所所示。。运行行参数数是指指：设设计压压力、、设计计温度度、循循环载载荷。。第2节节核核电厂厂系统统与部部件的的核安安全等等级2.3设设计和和制造造等级级12/29/202260按运行行参数数可把把承压压设备备定为为RCCM-2级或或-3级。。按设计计的压压力和和温度度分级级a)除除阀阀门与与管道道附件件以外外的设设备，，设计计压力力超过过50bar或或设计计温度度超过过250℃℃的设设备属属于RCCM-2级级。设设计压压力小小于50bar但高高于20bar，或或设计计温度度小于于250℃℃，但但高于于110℃℃的设设备属属于RCCM-3级级，见见图1；b)对对于于阀门门和管管道附附件，，按公公称压压力PN（（法国国标准准NFE29-005））或压压力——温度度额定定等级级值（（美国国标准准ANSIB16-34））分级级，PN>64或压压力——温度度额定定等级级值>400的的阀门门属于于RCCM-2级。。PN64、40、、25或额额定压压力等等级数数为400、300的阀阀门属属于RCCM-3级级。第2节节核核电厂厂系统统与部部件的的核安安全等等级2.3设设计和和制造造等级级12/29/202261按循环环载荷荷分级级仅根据据安全全功能能在初初步分分级时时属于于RCCM-3级的的承压压设备备，当当受到到高循循环载载荷时时定为为RCCM-2级。。当设备备在规规定的的下述述1））到3）中中压力力和温温度的的有效效循环环总数数超过过基准准循环环数时时，就就可认认为是是承受受高循循环载载荷的的设备备。10000周次次被推推荐为为基准准循环环数，，1)+2)+3)>10000为高高循环环载荷荷。第2节节核核电厂厂系统统与部部件的的核安安全等等级2.3设设计和和制造造等级级12/29/202262第2节节核核电厂厂系统统与部部件的的核安安全等等级2.3设设计和和制造造等级级1)压压力力变化化的有有效数数定义义：用用一定定压力力幅度度的变变化数数乘以以按该该幅度度在表表1查查得的的系数数，随随后再再对不不同压压力变变化所所得结结果求求和。。压力的变化△P（设计压力的%）采用的系数△P≤20020＜△P≤400.0540＜△P≤600.260＜△P≤800.580＜△P≤1001表1压压力力系数数12/29/202263第2节核核电厂厂系统与与部件的的核安全全等级2.3设设计和和制造等等级2)温温度波动动的有效效数定义义：用一一定幅度度的温度度变化数数乘以按按该幅度度在下表表2查得得的系数数，随后后再对不不同温度度变化所所得结果果求和。。压力的变化△T（℃或带修正系数的℃/h）

采用的系数△T≤25

025＜△T≤50

0.250＜△T≤100

2100＜△T≤150

5150＜△T≤200

15200＜△T≤250

30△T＞250

40表2温度系数数12/29/202264第2节核核电厂厂系统与与部件的的核安全全等级2.3设设计和和制造等等级如采用循循环过程程中的温温度的平平均变化化速度℃℃/h，，还要乘乘以下列列表3的的系数，，对温度度变化速速度℃/h进行行修正。。压力的变化△P（设计压力的%）采用的系数△P≤20020＜△P≤400.0540＜△P≤600.260＜△P≤800.580＜△P≤1001表3温度的平均变变化速度所引引起的修正系系数12/29/202265取以下两个温温度变化值的的小值，用表表2进行计算算①用表2中中的温度变化化值；②用温度平平均变化速率率乘以表3中中的系数后得得到数值。对热交换器一一次侧和二次次侧的温度变变化应该分别别考虑，对于于分界面部件件取两者之和和。第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.3设计计和制造等级级12/29/202266第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.3设计计和制造等级级3)当设备上上有连接不同同金属材料热热膨胀系数部部件的焊缝时时，温度变化化的有效数是是：用一定幅幅度的变化数数乘以按该幅幅度在表4查查得的系数，，随后对不同同变化得到的的结果求和。。温度的变化（℃）

采用的系数△T≤25

050＜△T≤100

0.2100＜△T≤150

0.8150＜△T≤200

2200＜△T≤250

4△T＞250

8表4系系数12/29/202267(3)焊缝缝的RCC—M等级级承压焊缝应应与被承压压焊接部件件的级别相相同。如果果这些部件件的级别不不一样，则则焊缝用较较高的一级级。若采用机械械连接，则则机械连接接应按支承承件处理，，满足H篇篇要求。不承受压力力但对承压压设备有影影响的焊缝缝，应与受受影响设备备的级别相相同。第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.3设设计和制造造等级12/29/2022681级1级B篇蒸汽发生器二次侧2级P>5Mpa或T>250℃或高循环载荷P>5Mpa或T>250℃或高循环载荷5MPa≥P>250MPa或250℃≥T>110℃3级2级C篇3级D篇常规标准小型设备E篇非安全级安全级支承承件采采用H篇堆内构件采采用G篇安全级低、、常压贮罐罐采采用J篇图1安安全级级与规范级级的对应关关系12/29/202269另外，对RCCM分分级，如果果制造者出出于协调制制造等方面面的考虑，，可以对某某些设备的的RCCM等级升高高或降低，，制造厂应应将此例外外通知业主主。各个RCCM等级与与各设计分分卷对应关关系如下：：RCCM-1级，对对应于RCC-M的的B卷；RCCM-2级，对对应于RCC-M的的C卷；RCCM-3级，对对应于RCC-M的的D卷；RCCM的的A4260对应的的小设备，，应用RCC-M的的E卷；小小设备，如如容积小于于等于100升的容容器。某些小的低低压贮存罐罐，应用RCC-M的J卷。。堆内构件，，对应于RCC-M的G篇；；支承件，对对应于RCC-M的的H篇。第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.3设设计和制造造等级12/29/2022702.3.2承承压压设设备备支支承承件件的的RCCM等等级级安全全级级承承压压设设备备支支承承件件属属于于非非承承压压设设备备，，为为LS级级。。安全全级级承承压压设设备备支支承承件件的的RCCM等等级级分分为为S1和和S2级级，，对对应应于于RCCM-M的的H册册。。支承承件件的的级级别别根根据据被被支支承承设设备备而而定定。。1级级设设备备的的支支承承件件为为S1级级；；2级级或或3级级设设备备的的支支承承件件为为S2级级。。当级级别别不不同同的的两两个个或或两两个个以以上上设设备备或或部部件件共共用用一一个个支支承承件件时时，，就就按按要要求求高高的的那那一一个个定定级级。。支承件与建筑筑物结构可采采用焊接或机机械连接，其其焊缝或机械械连接件应符符合H篇规定定。为了使其产品品标准化，制制造厂可以提提高某支承件件的等级，此此时制造厂应应把变动情况况通知业主。。第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.3设计计和制造等级级12/29/2022712.3.3堆堆内构件的的RCCM等等级堆内构件属于于非承压设备备，为LS级级。堆内构件的RCCM等级级分为ES和和EI两类(1)堆芯支支承件为ES类，它是反反应堆压力容容器内支承并并固定堆芯的的结构或其部部件；(2)内部构构件为EI类类。它是发生生上述堆芯支支承件假想性性破坏事故后后，用于支承承和约束固定定堆芯燃料组组件的那些构构件。第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.3设计计和制造等级级12/29/202272把EI件连接接在ES件上上的焊缝应作作为ES件看看待。ES类设备应应采用RCC-M的G册册规定。EI类设备不不受RCC-M条文制约约，除非有明明确规定，可可引用G册的的适当条文。。2.3.4其其它LS级级设备乏燃料装运和和贮存设备，，应用FEM(欧洲联盟盟搬运准则)规定；1E级电气设设备，应用RCC-E规规则；LS级土建结结构，应用RCC-G规规则。第2节核电电厂系统与部部件的核安全全等级2.3设计计和制造等级级12/29/202273质量保证QA要求分为3个等级，即即QA1、QA2、QA3级，以及及没有质量保保证要求的QNC级，其其QA要求依依次降低。不不同的核电站站，设备的QA分级存在在一定的差异异，这主要取取决于电站以以及用户要求求等因素。QA等等级是是以安安全级级别为为依据据，并并考虑虑到一一些其其它因因素，，诸如如部件件的复复杂性性、单单件产产品、、新产产品等等进行行分级级的。。QA1级要要求供供应方方满足足所有有IAEA—50——C——QA相当当于我我国的的HAF0400法法规的的总要要求，，并编编制相相应的的质保保大纲纲；QA2级要要求供供应方方满足足部分分IAEA—50——C——QA法规规的总总要求求，并并编制制相应应的质质保大大纲；；第2节节核核电厂厂系统统与部部件的的核安安全等等级2.4质质量保保证等等级12/29/202274QA3级仅仅要求求供应应方符符合承承包方方的相相应文文件要要求，，如法法国是是法马马通公公司的的总要要求。。总之，，QA1级级设备备需满满足IAEA-50-C-QA中中的全全部十十三条条要求求；而而QA2级级设备备则需需部分分满足足十三三条要要求，，QA3级级设备备没有有质量量保证证规范范，但但有一一般性性要求求和专专门技技术要要求，，即需需满足足专门门的要要求和和规定定。QNC级即即不须须要QA大大纲，，也不不须满满足专专门的的技术术要求求。第2节节核核电厂厂系统统与部部件的的核安安全等等级2.4质质量保保证等等级12/29/2022752.4.1质量保保证1级质量保证1级适用于于(1)全部部安全1级级、大部分分安全2级级和部分安安全3级承承压机械设设备（2级级和3级中中主要是专专设安全设设施及其支支承系统的的泵、自动动阀等）；；(2)安全全级非承压压机械设备备中的堆内内构件、控控制棒驱动动机构等；；第2节核核电厂系统统与部件的的核安全等等级2.4质质量保证等等级12/29/202276(3)为为安全停停堆、排排出余热热、安全全壳紧急急排热、、安全壳壳隔离以以及事故故后监测测等提供供信号、、触发的的驱动系系统和控控制线路路；(4)安安全壳；；(5)燃燃料组件件和相关关组件。。QA1要要求遵守守HAF0400(91)的的全部要要求。需需要制定定和实施施质量保保证大纲纲和大纲纲程序，，同时还还必须满满足合同同等采购购文件要要求。第2节核核电厂厂系统与与部件的的核安全全等级2.4质质量保保证等级级12/29/2022772.4.2质质量保证证2级质量保证证2级适适用于：：(1)2.4.1(1)以外外的安全全2级和和安全3级承压压机构设设备；(2)安安全级非非承压