核电厂设备安全分级范本
核安全分级
9 核安全分级9.1 概述岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M 规范分级和抗震分类。
设备核安全分级关系如下图所示：机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。
9.2 核安全分级应用的原则机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：——反应堆停堆；——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；——事故后防止放射性物质扩散。
9.2.1 承压设备的核安全分级构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。
流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。
9.2.1.1安全1级安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，4.4节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。
安全1级包括：a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于10.6mm的水管线或内径大于21.9mm 的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；b)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
核安全分级
流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。
c.对于质保等级为Q3的设备，业主要求分包商具有与供货商总体要求文件的描述相一致的质保程序
d.对于质保等级为QNC的设备，业主既不要求分包商具有质保程序也不要求应用供货商总体要求文件。QNC仅用于一些不需要质保要求，性能即可满足功能要求的设备。
执行安全功能的承压设备其最低的QA等级见下表，由合同规定需具有更高QA级的设备除外。
9.2.3.2
执行下述功能所必需的电气仪控系统和设备定义为1E级：
——反应堆紧急停堆；
——安全壳隔离；
——应急堆芯冷却；
——反应堆余热排出；
——反应堆厂房热量的排出；
——防止放射性物质向环境释放。
应用范围
1E级的范围覆盖所有类型的电气仪控设备，如：电源、电动机、阀门电机、电磁阀、厂内配电装置、仪表以及控制装置等。
j)
k)1个正常关闭阀（2级或3级与更低级之间）；
l)
m)两个串联连接的正常关闭的阀门（1级与更低级之间）。
n)
止回阀有安全等级接口件功能，但是只有止回阀位于反应堆安全壳内时，才能作为安全1级接口分界。
承担安全等级接口分界的正常开启的阀门，其关闭时间必须保持较高安全等级的部件、设备或系统的安全功能。
f.
说明：由于抗震分类不影响止回阀的设计，所以事故后使用的止回阀抗震分类既可以是1Ⅰ也可以是1A。？？？？？？？、、
核电厂核级机械设备安全分级
文章编号：１６７１．９９１３（２００７）０２－００６７－０４
Ｓａｆｅｔｙ Ｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｃｌａｓｓ Ｅｑｕｉｐｍｅｎｔｓ ｉｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔ
ＫＡＮＧ Ｈｕｉｌ，ＷＡＮＧ Ｗｅｉ２ （１．Ｃｈｉｎａ Ｐｏｗｅｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｃｏｎｓｕｌｔｉｎｇ Ｇｒｏｕｐ Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ，Ｂｅｉｊｉｎｇ １ ０００１ １，Ｃｈｉｎａ；
……～…………………………………………………上蔓史［婪塑熟域孽鱼塞全坌墼
根据有关法规、惯例、经验、来决定核级设备的 安全等级。例如：江苏田湾核电站的核级系统安 全等级是由该工程的总体设计院——俄罗斯圣· 彼德馒核电设计院的设计总工程师确定的。
利用确定论进行安全分析应包括以下项目： （１）确认核动力运行限值和条件符合核动 力厂正常运行设计的假设和要求。 （２）适合于核动力厂设计和厂址假设始发 事件的特征。 （３）源自假设始发事件的事件序列的分析 和评价。 （４）各项分析结果与放射性的验收准则和 设计限值的比较。 （５）设计基准的制定和确认。 （６）论证通过安全系统的自动响应结合所 规定的操作员动作能够管理预计运行事件和设 计基准事故。
万方数据
毫力勤测设计２９０７年Ｄ４月第２划 ６７
羹史￡焦堡塑堡丝鱼塞全坌堡上…………………………………………………………
备的设计基准不仅要考虑在核动力厂运行状态 （正常运行和预期运行事件）的条件下能可靠地 执行其规定的安全功能，而且还必须考虑在事 故工况下，即在设计基准事故的条件下仍能可 靠地执行其规定的安全功能，以缓解事故，保 证核动力厂“总的安全目标”的实现。
了一系列有别于常规工业产品的特殊要求。
１核级机械设备与常规机械设备的差别
核安全分级
9 核安全分级9.1 概述岭澳核电站二期工程的设计和制造主要根据“法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则”（RCC-P，1991年第4版、1995年修订），“压水堆核岛机械设备设计建造规则”（RCC-M，2000年版和2002年补遗），对系统、设备和构筑物进行核安全分级、RCC-M规范分级和抗震分类。
设备核安全分级关系如下图所示：机械承压设备核安全分级与RCC-M规范等级的关系如下表所示：一般的RCC-M规范等级是与安全等级相对应，但是表中安全2、3级和NC 级（非核安全级）根据设备所经受的载荷（特别是压力和温度）情况，可相应提高其RCC-M规范等级。
系统的核安全分级和RCC-M规范等级及分级的分界已在设计流程图上给出明确标记。
9.2 核安全分级应用的原则机械系统执行安全功能的设备和部件按照对安全的重要程度进行分级，安全功能主要包括下列内容：——反应堆停堆；——对堆芯或执行安全功能的其他系统进行冷却；——事故后防止放射性物质扩散。
9.2.1 承压设备的核安全分级构成压力边界并执行安全功能的机械和流体系统的设备和部件分成三种安全等级：安全1级、安全2级和安全3级，其它承压设备和部件为非安全级，用NC表示。
流体系统的安全等级涉及到同系统连接的各个设备，包括疏水和放气以及仪表机械部分，范围覆盖到安全等级接口部位（安全1级有例外，与安全1级流体管道连接的流体管道的安全等级取决于它们的直径）。
9.2.1.1安全1级安全1级适用于部件破损后会引起工况Ⅲ或工况Ⅳ反应堆失水事故的一些部件（有关工况的定义参照RCC-P，4.4节），或者在反应堆正常运行过程中假设只有正常补水系统补水的情况下，本身的破损会阻碍反应堆顺利停堆和冷却的那些部件。
安全1级包括：a)反应堆冷却剂系统以及与其连接的内径大于10.6mm的水管线或内径大于21.9mm的蒸汽管线，其长度延伸至（并包括）相连辅助管线上的两个反应堆冷却剂隔离阀；b)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
核承压设备安全等级
安全喷淋系统阀门
3
e
应急辅助给水系统阀门（安全壳外）
h
设备冷却水系统阀门
i
应急柴油机输油、润滑、冷却系统阀门
q
乏燃料池冷却系统阀门
r
乏燃料水池硼注入辅助系统阀门
管道
1
k
主冷却剂循环管线及延伸至第二个隔离阀管线
2
k
接到反应堆冷却剂系统上的仪表管线和取样管线
c
应急堆芯冷却系统管线
g
余热排出系统管线、蒸汽发生器蒸汽管线（至安全壳外隔离阀止）
q
换料水系统泵
h
用于核系统的消防系统泵
q
乏燃料水池冷却、净化系统泵
i
应急柴油发电机系统的燃料泵、润滑油泵、冷却泵
阀门
1
k
反应堆冷却剂系统隔离阀、堆卸压装置的卸压阀、安全阀、喷淋阀、安全隔离系统隔离阀
2
l
安全壳隔离系统阀门
g
余热排出系统的蒸发器二次侧超压保护阀门
k
堆内仪表系统阀门
c
硼酸注入系统、反应堆冷却剂或应急堆芯冷却系统阀门
l
安全壳喷淋系统管线
a、b
化容控制系统管线
3
e
应急辅助给水系统管线
h
设备冷却水系统、重要厂用水系统管线
i
柴油机输油管线
q
乏燃料冷却系统管线
i
乏燃料水池硼注入辅助系统管线
其它：
1、支撑
1
堆压力容器、稳压器、蒸发器、主泵支撑
2
（与所支撑设备等级一致）
3
2、堆内结构
3
核承压设备分类，安全等级及安全功能的参考实例
（仅适用于核电厂设备）
设备分类
核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级(树共享)
核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级GB/T 15474－1995国家技术监督局1995－01－27批准 1995－10－01实施1 主题内容与适用范围本标准规定了核电厂仪表和控制系统以及它们的供电设备的核安全级别、分级的方法和要求。
本标准适用于核电厂仪表和控制系统以及它们的供电设备（以下简称仪表及其供电设备）。
2 引用标准GB 7163 核反应堆保护系统的可靠性分析要求GB 8993.1~8993.12 核仪器环境试验基本要求与方法GB/T 9225 核反应堆保护系统可靠性分析一般原则GB 12727 核电厂安全系统电气物项质量鉴定GB 13625 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定GB 13629 核电厂安全系统准则GB/T 15475 核电厂仪表和控制系统及其供电设备质量保证分级HAF 0203 核电厂保护系统及有关设施HAF 0207 核电厂应急动力系统HAF 0208 核电厂安全有关仪表和控制系统HAF 0400 核电厂质量保证安全规定3 仪表及其供电设备的安全分级核电厂在正常工况下产生的放射性释放是可控的；在事故工况下，这种放射性释放可能是不可控的。
核安全就是预防或减轻事故，使厂区人员、公众和环境不受过量辐射危害。
为保证安全，核电厂遵循以下纵深防御原则：a．依靠设计和制造质量保证电厂在正常工况下不发生故障；b．依靠安全停堆系统将异常瞬态或事件的影响减到最小；c．依靠专设安全设施将事故工况的后果减到最小。
上述a、b是预防事故，要求控制和保护系统设计能保证电厂可靠地正常运行，或者预防假设始发事件（PIE）或缓解其后果，从而保持燃料包壳和反应堆冷却剂系统边界的完整性。
c是事故保护，专设安全设施对放射性的释放提供最后一道防护。
仪表和控制系统设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为三类：安全级设备、安全有关的设备和非安全重要设备。
它们的供电设备按其所在系统功能对电厂安全的重要性分为两类：安全级设备和非安全重要设备。
核电厂设备安全分级
核电厂设备安全分级核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。
这种安全功??。
划分安全等级的目的是提供分级设计标准。
对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。
这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。
安全功能及分析方法核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。
为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；为停堆后从堆芯导出余热提供手段；在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。
为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。
主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。
为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。
确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。
这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。
概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。
此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。
大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。
安全分级安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
核电厂安全分级
2021/1/21
核电厂系统和部件的核安全分级
9
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
正确的设备分级是在充分地了解核电 站各系统功能的基础上作出的。在订出设 备的安全等级的基础上，人们就可以规定 它的设计和制造要求，抗地震要求以及质 量保证要求，即制定出设备的设计制造等 级(即规范等级)、抗震等级和质量保证等级。 这就是“设备分级”的全过程。
核电厂系统与部件的核安全分级
2021/1/21
核电厂系统和部件的核安全分级
1
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。
2021/1/21
核电厂系统和部件的核安全分级
15
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
安全3级是冷却安全2级设备，或对 安全级设备运行起支持保证作用的物项 (冷却、润滑、密封等)。如设备冷却水系 统，重要厂用水系统等。
具体分级以法国标准压水堆核电厂 为例，如下列。从中可以看出安全分级 与安全功能条目之间的关系。
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)。
2021/1/21
核电厂系统和部件的核安全分级
6
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
核电厂设备安全分级范本
是为了确保核电厂设备的安全性和运行的稳定性而制定的一种安全管理制度。
该分级范本将核电厂设备按照安全风险的大小划分为不同级别，以便进行相应的管理和控制。
下面是一个____字的核电厂设备安全分级范本的示例：
第一章引言
1.1 背景和目的
核电厂作为一种重要的电力发电方式，对于国家的能源供应和经济发展具有重要意义。
然而，核电厂设备的安全性对于核电厂的正常运行至关重要。
为了保证核电厂设备的安全性，需要制定相应的安全管理制度。
本分级范本的目的是对核电厂设备进行安全分级，以便对不同级别的设备进行相应的管理和控制。
通过合理的安全措施，减少设备故障和事故的发生，最大程度地保障核电厂设备的运行安全。
1.2 适用范围
本分级范本适用于核电厂设备的安全分级。
涉及到的设备包括但不限于核反应堆、蒸汽发生器、涡轮发电机等。
第二章安全分级原则
2.1 安全性原则
核电厂设备的安全性原则是保证设备在正常运行条件下不会对人员和环境造成威胁，也不会导致严重的设备损坏或停机。
2.2 安全分级原则
根据设备的安全风险大小，将设备分为不同级别。
安全风险的评估需要考虑设备的重要性、潜在故障的严重性、故障的频率等因素。
2.3 安全控制原则
根据设备的安全级别，制定相应的安全控制措施。
安全控制措施包括但不限于设备的检修、维护、操作、监测等。
第三章安全分级方法
3.1 安全评估
对核电厂设备进行安全评估，包括设备的重要性评估、潜在故障的严重性评估、故障的频率评估等。
评估的方法包括定性和定量的分析方法。
3.2 安全分级
根据设备的安全评估结果，将设备分为不同的安全级别。
一般可以根据故障的后果和频率来确定设备的安全级别。
3.3 安全控制
根据设备的安全级别，制定相应的安全控制措施。
安全控制措施包括但不限于设备的检修、维护、操作、监测等。
对于高安全级别的设备，需要采取更严格的控制措施。
第四章安全分级范本
4.1 安全分级标准
根据核电厂设备的不同特点和安全要求，制定相应的安全分级标准。
安全分级标准应包括设备的安全级别、安全控制措施、安全监测要求等。
4.2 安全级别划分
根据安全分级标准，将核电厂设备划分为不同的安全级别。
一般可以根据设备的功能和重要性来确定安全级别。
4.3 安全控制措施制定
根据设备的安全级别，制定相应的安全控制措施。
安全控制措施应包括设备的检修、维护、操作、监测等。
第五章安全管理
5.1 安全培训
对核电厂工作人员进行相应的安全培训，使其具备安全意识和安全技能，能够正确使用设备并应对突发情况。
5.2 安全监测
建立健全的安全监测体系，对核电厂设备的运行状态进行实时监测和预警。
同时，制定相应的应对措施，及时处理设备故障和事故。
5.3 安全评估和改进
定期对核电厂设备的安全性进行评估，发现存在的安全隐患并制定相应的改进措施。
通过不断的安全改进，提高核电厂设备的安全性和运行的稳定性。
第六章结论
通过对核电厂设备进行安全分级，可以有效地管理和控制核电厂设备的安全风险。
本分级范本提供了一个参考，供核电厂制定相应的安全管理制度。
但是，安全管理和控制是一个持续不断的过程，通过不断的安全评估和改进，可以进一步提高核电厂设备的安全性和稳定性。
以上是一个____字的核电厂设备安全分级范本示例，供参考使用。
实际应用时应根据当地的法律法规和具体情况进行相应的调整和补充。