压水堆核电厂物项的安全分级

压水堆核电厂物项的安全分级

一、基本概念

1、物项分级的类别:安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级

(1)、安全等级:为了确保物项执行其相应的安全功能,要对各类物项进行安全分级;

(2)、抗震类别:为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能,要确定各类物项的抗震类别;

(3)、规范等级:为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求;要确定各类物项的设计和建造的等级,即物项的规范等级(也称为设备等级);

(4)、质保等级:为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施,要确定各类物项的质量保证等级。

2、物项分级的步骤:首先确定物项的安全级,再确定物项的抗震类别,然后确定物项的规范等级,最后确定物项的质保等级。

3、物项分级的对象:承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。

4、物项分级的结果:核电厂设计者应对各种物项进行分级,并编制“核电厂物项分级清单”,该清单应覆盖核电厂的所有系统,并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。

二、安全等级的划分

1、概述

(1)、安全等级划分的依据--三项基本安全功能:反应性控制、余热排出和放射性物质包容。

▲反应性控制:“必须提供安全停堆手段,使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆,并使之保持在安全停堆状态”。

▲余热排出:“必须提供排出余热的手段,使停堆后(包括事故工况停堆后)从堆芯排出余热”。

▲放射性物质包容:“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段,并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值,在事故工况期间低于可接受限值”。

(2)、安全级划分的单元--以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象,可以是:

▲一个组件,如燃料组件(安全级)。

▲一件设备,如柴油发电机(安全级);稳压器波动管(安全1级);换料水箱(安全2级)。

▲一件设备的某一部分,如主泵泵壳(安全1级);主泵飞轮(安全3级)。

(3)、接口装置的安全等级--就高不就低原则

(4)、安全等级划分的方法--确定论法或概率论法

2、承压机械设备的安全分级

(1)、概述

承压机械设备指核电厂一回路系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道附件、热交换器、泵和阀门等物项。

承压机械设备的安全等级分为安全1级、安全2级、安全3级和非安全级。

承压机械设备的支承件与被支承设备的安全等级相同。

(2)、安全1级物项

构成反应堆冷却剂压力边界而且其失效会引起失水事故的物项。

(3)、安全2级物项

反应堆冷却剂压力边界内不属于安全1级的部件以及用于防止预期运行事件导致事故工况和减轻事故工况后果的物项。

(4)、安全3级物项

对安全有重要作用的设备和部件,但这类部件的故障不会有直接的放射性后果;以及其故障会导致正常存放衰变的放射性气体释放的那些设备的部件。

(5)、非安全级物项

安全1级、安全2级、安全3级以外的所有承压机械设备。

3、非承压机械设备的安全分级

非承压机械设备被划分为安全级和非安全级两类:

(1)、安全级物项一一执行安全功能的非承压机械设备,如堆内构件、控制棒驱动机构、主

控室通风系统和应急柴油发电机房空气调节系统等。

(2)、非安全级物项一一安全级以外的非承压机械设备。

4、燃料组件和燃料相关组件

燃料组件和燃料相关组件都属于安全级。

5、电气设备的安全分级

电气设备包括电力设备、仪表和控制设备及其供电设备。电气设备被划分为安全级(1E 级)和非安全级(非1E级)两类。

(1)、安全级(1E级)电气设备

执行或支持“三项基本安全功能”以及防止和缓解事故的电气设备。

(2)、非安全级(非1E级)电气设备

安全级以外的电气设备。

6、构筑物的安全分级

构筑物被划分为安全级和非安全级两类:

(1)、安全级构筑物

包容放射性物质的构筑物、对安全设备起保护作用的构筑物以及作为最终热阱的构筑物,如安全壳、核辅助厂房、柴油发电机房、主控室、乏燃料贮存池、海堤等。

(2)、非安全级构筑物

安全级以外所有的构筑物。

三、抗震类别的划分

1、抗震分类的目的:确定哪些设备和部件必须进行抗震设计/抗震鉴定。

2、核电厂物项的抗震类别:抗震I类、抗震II类和非抗震类。

(1)、抗震I类物项

执行和支持“三项基本安全功能”的物项。所有安全物项以及可能危及安全物项功能的非安全级设备和构筑物都被列为抗震I类物项。

(2)、抗震II类物项

为防止放射性物质外逸超过正常运行限值所需的物项以及为缓解某些事故工况所需的物项,如放射性废物厂房的坑槽、三废系统厂房以及放射性废气贮存箱等。

(3)、非抗震类物项

抗震I类、抗震II类以外的物项属于非核抗震类物项。非核抗震类物项可按适用的常规设施的抗震规范进行设计。

四、规范等级的划分

1、规范等级的划分的目的:对执行不同安在功能的物项提出相应的设计、制造和检验等方

面的要求。

2、规范等级的划分的原则:执行安全功能、运行工况和生产技术:

(1)、执行安全功能的原则

原则上,安全1级、安全2级和安全3级的设备相应地被确定为规范1级、规范2级和规范3级。

(2)、运行工况原则

物项在经受某种压力、温度或循环载荷时,在确定与安全2级和3级设备所对应的规范级时应适当地升级(见图2-1“安全级与规范级对照图”)。

(3)、生产技术原则

由于生产技术不同,专门确定了对应于小型设备的规范。

五、质量保证等级的划分

1、核电厂的物项被划分为四个质量保证等级,即QA1、QA

2、QA3及QAN。

2、原则上质量保证等级应对应于安全等级,但由于质量保证等级的划分受设计和制造的复

杂性和成熟性等多种因素的制约,质量保证等级与安全等级并不一一对应。

3、应通过合同要求来确定质量保证等级。

该事故是在反应堆安全系统试验过程中发生功率瞬变引起瞬发临界而造成的严重事故。反应堆堆芯、反应堆厂房和汽轮机厂房被摧毁,大量放射性物质释放到大气。

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析

核电厂安全壳隔离阀密封性检测与分析 文章结合某核电厂安全壳隔离阀密封性试验,介绍了直接测量法的试验原理、操作方法和验收标准,通过贯穿件隔离阀密封性检测实例对试验的实际操作过程进行了阐述,并对试验结果进行了具体的分析和研究 标签:安全壳;隔离阀;密封性试验 1 概论 某核电厂反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶三部分组成的封闭预应力混凝土结构。反应堆安全壳是为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外逸的密闭容器,也称反应堆保护外壳。核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质,安全壳作为最后一道核安全屏障,能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时,也常兼作反应堆厂房的围护结构,保护反应堆设备系统免受外界的不利影响,它是一种体态庞大的特种容器。 安全壳内外系统管道的连通是通过机械贯穿件来实现的,贯穿件套筒按要求有不同的直径和厚度,以适应所连接的设备及由它们所传递的机械载荷,贯穿件的套筒焊在一块较厚的环形板上,该环形板则焊在安全壳的钢衬里上。机械贯穿件在安全壳内外两侧根据具体情况分别设置隔离阀门,以保证安全壳的密闭性。 安全壳密封性试验的目的是模拟一回路失水事故工况下,验证安全壳的整体密封性。安全壳密封性试验可以分为A类、B类、C类。其中A类试验是指安全壳整体的密封性试验,B类试验是指设备闸门、人员闸门、燃料通道和电气贯穿件的密封性试验,C类试验是指安全壳上所有的机械贯穿件试验,即贯件壳内外隔离阀的密封性试验。一般来说,C类局部密封性试验在每次换料冷停堆时进行,仅有个别十分可靠的机械贯穿件密封性试验每5个换料周期或10个换料周期进行一次。 2 试验原理和方法 直接测量法是安全壳隔离阀密封性试验的一种检测方法,流量补充法和流量收集法,都采用局部加压方式。试验对象为安全壳内外两侧隔离阀以及位于隔离阀和安全壳之间的支路阀门。试验时,气源通过局部检漏仪向隔离阀和边界阀门之间的管道内充压,由施加压力的方向与隔离阀在执行安全功能时受压方向相同,压力达到安全壳设计压力并稳定后,在保持压力不变的情况下,局部检漏仪通过向管道内补充的气体流量与压力的关系计算出隔离阀的泄漏率,并在显示屏中直接给出结果,单位为Nm3/h。流量收集法试验介质一般为水,试验方法相同,采用液态检漏仪加压,可以在试验阀门下游较低点通过容器收集方法确定该阀门的泄漏率。具体检测方法如下:

安全设施的分类

安全设施的分类 安全设施分类 ⒈预防事故设施 ⑴检测、报警设施:压力、温度、液位、流量、组份等报警设施,可燃气体、有毒有害气体、氧气等检测和报警设施,用于安全检查和安全数据分析等检验检测设备、仪器。 ⑵设备安全防护设施:防护罩、防护屏、负荷限制器、行程限制器,制动、限速、防雷、防潮、防晒、防冻、防腐、防渗漏等设施,传动设备安全锁闭设施,电器过载保护设施,静电接地设施。 ⑶防爆设施:各种电气、仪表的防爆设施,抑制助燃物品混入(如氮封)、易燃易爆气体和粉尘形成等设施,阻隔防爆器材,防爆工器具。 ⑷作业场所防护设施:作业场所的防辐射、防静电、防噪音、通风(除尘、排毒)、防护栏(网)、防滑、防灼烫等设施。 ⑸安全警示标志:包括各种指示、警示作业安全和逃生避难及风向等警示标志。 ⒉控制事故设施 ⑹泄压和止逆设施:用于泄压的阀门、爆破片、放空管等设施,用于止逆的阀门等设施,真空系统的密封设施。 ⑺紧急处理设施:紧急备用电源,紧急切断、分流、排放(火炬)、吸收、中和、冷却等设施,通入或者加入惰性气体、反应抑制剂等设施,紧急停车、仪表联锁等设施。 ⒊减少与消除事故影响设施 ⑻防止火灾蔓延设施:阻火器、安全水封、回火防止器、防油(火)堤,防爆墙、防爆门等隔爆设施,防火墙、防火门、蒸汽幕、水幕等设施,防火材料涂层。 ⑼灭火设施:水喷淋、惰性气体、蒸气、泡沫释放等灭火设施,消火栓、高压水枪(炮)、消防车、消防水管网、消防站等。 ⑽紧急个体处置设施:洗眼器、喷淋器、逃生器、逃生索、应急照明等设施。⑾应急救援设施:堵漏、工程抢险装备和现场受伤人员医疗抢救装备。 ⑿逃生避难设施:逃生和避难的安全通道(梯)、安全避难所(带空气呼吸系统)、避难信号等。 ⒀劳动防护用品和装备:包括头部,面部,视觉、呼吸、听觉器官,四肢,躯干防火、防毒、防灼烫、防腐蚀、防噪声、防光射、防高处坠落、防砸击、防刺伤等免受作业场所物理、化学因素伤害的劳动防护用品和装备。

压水堆核电厂物项的安全分级

压水堆核电厂物项的安全分级 一、基本概念 1、物项分级的类别:安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级 (1)、安全等级:为了确保物项执行其相应的安全功能,要对各类物项进行安全分级; (2)、抗震类别:为了确保物项在发生地震时能执行其安全功能,要确定各类物项的抗震类别; (3)、规范等级:为了满足不同安全等级的物项执行其安全功能的要求;要确定各类物项的设计和建造的等级,即物项的规范等级(也称为设备等级); (4)、质保等级:为了对执行不同安全功能的物项在设计和建造期间采取相应的质量保证措施,要确定各类物项的质量保证等级。 2、物项分级的步骤:首先确定物项的安全级,再确定物项的抗震类别,然后确定物项的规范等级,最后确定物项的质保等级。 3、物项分级的对象:承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件、电气设备、构筑物。 4、物项分级的结果:核电厂设计者应对各种物项进行分级,并编制“核电厂物项分级清单”,该清单应覆盖核电厂的所有系统,并列出各主要部件和构筑物的安全等级、抗震类别、规范等级和质量保证等级。 二、安全等级的划分 1、概述 (1)、安全等级划分的依据--三项基本安全功能:反应性控制、余热排出和放射性物质包容。 ▲反应性控制:“必须提供安全停堆手段,使反应堆在运行工况和事故工况以及事故工况后安全停堆,并使之保持在安全停堆状态”。 ▲余热排出:“必须提供排出余热的手段,使停堆后(包括事故工况停堆后)从堆芯排出余热”。 ▲放射性物质包容:“必须提供减少放射性物质释放的可能性的手段,并保证任何释放在运行工况期间低于规定限值,在事故工况期间低于可接受限值”。 (2)、安全级划分的单元--以系统或设备的最小单元作为安全分级的具体对象,可以是: ▲一个组件,如燃料组件(安全级)。 ▲一件设备,如柴油发电机(安全级);稳压器波动管(安全1级);换料水箱(安全2级)。 ▲一件设备的某一部分,如主泵泵壳(安全1级);主泵飞轮(安全3级)。 (3)、接口装置的安全等级--就高不就低原则 (4)、安全等级划分的方法--确定论法或概率论法 2、承压机械设备的安全分级 (1)、概述 承压机械设备指核电厂一回路系统或安全系统中用于包容流体的各种容器、贮罐、管道附件、热交换器、泵和阀门等物项。 承压机械设备的安全等级分为安全1级、安全2级、安全3级和非安全级。 承压机械设备的支承件与被支承设备的安全等级相同。 (2)、安全1级物项 构成反应堆冷却剂压力边界而且其失效会引起失水事故的物项。 (3)、安全2级物项

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。这种安全功能分级称为摪踩燃。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(内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失)、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。 安全一级设备选用的设计等级为一级,质量为 A 组。美国联邦法规规定,必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。 具体地说应符合美国机械工程师协会(ASME规范第m篇(核动力装置部件)第一分册中关于一级设备的规定。

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范-编制说明

国家标准 《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》 编制说明 (征求意见稿) 标准编制组 2019年12月

压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范 一、任务来源及计划要求 本标准按照国家重点研发计划课题“基础通用与其它关键技术标准研究”(课题编号2017YFF0208004)任务书的要求以及与核工业标准化研究所签订的合同(合同编号为ISNI-KY-24-2019)内容进行编写。本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编。 按照下达的计划,本标准计划于2019年12月31日前完成征求意见稿;于2020年3月31日前完成送审稿;于2020年6月30日前完成报批稿。 二、标准编制组组成 本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编,编制组成员组成如下,详见表1。 表1:标准编制组成员名单 三、编制过程 3.1 总体过程 本标准的制定过程主要分为前期准备、征求意见稿编写阶段、送审稿编写阶段和报批稿编写阶段。 3.2 前期准备(2017年7月-2018年12月) 主要任务是成立标准编制小组,明确分工要求,分解工作任务、文件收集和调研分析、明确标准编制的进度控制。 在前期准备阶段成立标准编制小组和明确工作任务后,开展调研和文件收集工作。根据依托项目实施经验,确定了本标准编制的主要依据为ASME 规范NE 分卷,并参考国内压力容器设计规范(GB 150-2011)。此外还参考了相关的SRP 及RG导则进行规范的编制工作。

根据核电标准体系研究的前期工作分析结果,确定本标准的最初框架结构为:前言、目次、范围、术语和符号、总论、材料、设计、制造和安装、检测、试验、超压保护和附录。之后根据多次讨论和修改进行了必要的调整。 3.3 征求意见稿编写(2019年1月-2019年12月) 编制组在对参考文件进行详细分析的基础上,结合我国现状起草了本标准的工作组讨论稿,并在院内征求了专家意见。在具体章节编写过程中,对于标准内容的定位和合理安排问题征求了有关专家的意见,最终形成本标准征求意见稿。 3.4送审稿编写(2020年1月-2020年3月) 待广泛征求行业内的专家意见后,标准编写组将根据收到的专家意见对征求意见稿再进行深入地讨论,并对征求意见稿进行修改,按要求形成并提交送审稿。 3.5 报批稿编写(2020年4月-2020年6月) 届时根据标准《压水堆核电厂钢制安全壳设计建造规范》送审稿的审查情况,标准编写组将根据审查意见修改送审稿,完成了报批稿编写。 四、标准现状分析 我国监管机构国家核安全局批准出版的《核动力厂设计安全规定》(HAF 102-2016)和《核电厂反应堆安全壳系统的设计》(HAD102/06-1990),从法规和导则层面提出了核电厂安全壳系统和结构设计所需满足的要求,即要求在核电厂寿期内可能发生的所有荷载条件下,应保持安全壳结构的完整性和限制安全壳的泄漏。 因此,本标准在国内首次系统提出了钢制安全壳用材料技术要求、钢制安全壳设计技术要求和钢制安全壳建造技术要求。用于指导压水堆核电厂钢制安全壳设计、建造、试验和验收。 五、标准制修订背景和原则 5.1标准制修订背景 我国是从AP1000技术引进时,开始接触钢制安全壳这种设备,在之前的核电机组中,我国没有采用过钢制安全壳这种形式,国内相关法规及标准都未有涉及。当前我国第三代先进非能动核电站如依托项目(AP1000)、后续项目和示范项目(国和一号),都采用钢制安全壳设计。钢制安全壳是压水堆核电厂事故发生后的最后一道安全屏障,其功能包括余热排出及放射性废物的包容。在事故工

安全标准化中安全设施分类

安全标准化中安全设施分类 一、安全设施的含义 安全设施,是指企业(单位)在生产经营活动中将危险有害因素控制在安全范围内以及预防、减少、消除危害所配备的装置(设备)和采取的措施。 二、分类 安全设施分为:预防事故设施、控制事故设施、减少与消除事故影响设施3类。 (一)预防事故设施 1.检测、报警设施 (1)压力、温度、液位、流量、组分等报警设施; (2)可燃气体、有毒有害气体等检测和报警设施; (3)用于安全检查和安全数据分析等检验、检测和报警设施; 2.设备安全防护设施 (1)防护罩、防护屏、负荷限制器、行程限制器、制动、限速、防雷、防潮、防晒、防冻、防腐、防渗漏等设施; (2)传动设备安全闭锁设施; (3)电气过载保护设施; (4)静电接地设施; 3.防爆设施 (1)各种电气、仪表的防爆设施; (2)阻隔防爆器材、防爆工器具; 4.作业场所防护设施 作业场所的防辐射、防触电、防静电、防噪音、通风(除尘、排毒)、防护栏(网)、防滑、防灼烫等设施。 5.安全警示标志 (1)包括各种指示、警示作业安全和逃生避难及风向等警示标志、警示牌、警示说明。(2)厂内道路交通标志。 (二)控制事故设施 1.泄压和止逆设施 (1)用于泄压的阀门、爆破片、放空管等设施;

(2)用于止逆的阀门等设施。 2.紧急处理设施 (1)紧急备用电源、紧急切断等设施; (2)紧急停车、仪表连锁等设施。 (三)减少与消除事故影响设施 1.防止火灾蔓延设施 (1)阻火器、防火梯、防爆墙、防爆门等隔爆设施; (2)防火墙、防火门等设施; (3)防火材料涂层。 2.灭火设施:灭火器、消火栓、高压水枪、消防车、消防管网、消防站等。 3.紧急个体处置设施:洗眼器、喷淋器、应急照明等设施。 4.逃生设施:逃生安全通道(梯)。 5.应急救援设施:堵漏、工程抢险装备和现场受伤人员医疗抢救装备。 6.劳动防护用品的装备 包括头部、面部、视觉、呼吸、听觉器官、四肢、身躯防火、防毒、防烫伤、防腐蚀、防噪声、防光射、防高处坠落、防砸击、防刺伤等免受作业场所物理、化学因素伤害的劳动防护用品和装备。

核电厂设备安全分级.doc

第四节核电厂设备安全功能及分析 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。这种安全功能分级称为“安全等级”。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

油库安全设备设施分类

行业资料:________ 油库安全设备设施分类 单位:______________________ 部门:______________________ 日期:______年_____月_____日 第1 页共7 页

油库安全设备设施分类 油库安全设备设施涉及的范围比较广,大至一个独立的系统统,如固定消防系统;小至某种具体设备,有的甚至连设备也算不上,只能作为某些工艺设备的一种附件和结构。如测量口的有色金属护板、接地端子、呼吸管线的清扫口等。有的既可称为工艺设备,又可称为安全设备,如机械呼吸阀等。对这些设备设施的分类,目前尚无统一的规定可循,通常按以下两种方法划分类型。 1.按用途分类。按设备设施在安全防事故中的用途来分,大致可以分成以下6种。. (1)提高设备安全性能的设备设施,如安全阀、阻火器、防爆电器、防静电接地装置等。 (2)防止外界因素破坏的设备,如防雷设施、电气化铁路防护设施等。 (3)防止事故扩大蔓延的设施,如防火堤、密闭门等。 (4)事故抢险、救灾的设备设施,如固定消防供水、灭火系统,消防装备和器材等。 (5)事故预测、报警、安全检查的设备,如可燃气体报警检测仪、消防报警装置、接地电阻仪等。 (6)防止人为损害、破坏的设备设施,如警戒仪、防盗采光孔、盖等。 2.按工作属性分类。在实际工作中,对油库安全设备设施的分类一般是按其工作属性来区分的,并将同类的设备设施归纳为一个系统,可以分为以下9种系统。 第 2 页共 7 页

(1)油罐呼吸系统。它由呼吸阀、呼吸管路、液压安全阀、阻火器、清扫口、U形压力计等组成。主要作用是保证油罐在大小呼吸时罐体的安全和减少蒸发损耗。 (2)防雷防静电系统。它由避雷接闪器、防雷接地极、防静电接地极、防静电连接干线、导静电扶手等组成,主要作用是防止雷电侵害和静电危害。 (3)通风系统。它由通风机、通风管道、切换阀门组成,主要作用是置换爆炸危险场所的可燃性气体,防止油气着火爆炸,减少人员油气中毒的机率。 (4)安全防护系统。它由防火堤、拦油堤坝、封围墙、油水隔离间等组成,其主要作用是一旦罐内油品流失起到封堵、限制流失范围、防止事故蔓延的作用。 (5)固定消防系统。它由消防水源、泵房、泡沫储罐、管道、消防栓、泡沫发生器、泡沫枪等组成,其作用是一旦油罐着火,进行及时有效的扑救。 (6)防爆电气系统。它由各种防爆电器、线路、保护装置等组成,其主要作用是保证爆炸危险场所的用电安全。 (7)检测、抢救、防护系统。它由环境空气检测设备、电气参数检测仪表、个人防护装具及工具、设备故障检测仪表等组成,其主要作用用于事故预测、事故抢救、事故调查工作。 (8)安全警戒防卫系统。它由各种警戒仪表、警戒线网等组成,具有发现、报警、打击等功能,保护库区安全。 (9)电气化铁路防护系统。它由绝缘轨缝、隔离开关、排流接地等组成,其作用是减少电气化铁路对油库收发油设施的干扰,防上铁路装 第 3 页共 7 页

中国核工业集团公司合格供应商要求 (试行)

GP/CNNC.Z04-01-2013版次:1 中国 核工业集团公司合格供应商要求(试行) 2013年11月19日发布 2013 年11月19日实施中国核工业集团公司 合格供应商评价专家委员会 目录 1 目的和范围.................................................................................................... 2 2 术 语 (2) 3 对合格供应商的要求.................................................................................... 3 3.1 基本要 求 .................................................................................................... 3 3.2 具体要求 (3) 4 参考文献 (9) 1 中国核工业集团公司合格供应商要求 1 目的和范围本文件规定 了中国核工业集团公司(以下简称集团公司)合格供应商应满足的基本 要求和产品质量、质保能力、技术能力、商务能力等方面的具体要求,目 的是建立起合格供应商选择和评价准则。本文件适用于集团公司合格供 应商的选择和评价。 2 术语下列术语适用于本文件。 2.1 合格供应商 信用状况及经营的稳定性达到采购方要求,经评价具备持续提供合格产 品能力的供应商。 2.2 评价由评价机构证实供应商提供合格产品的能力

符合集团公司合格供应商评审准则的评定活动。注:合格供应商评价活 动包括供应商申请的受理、资料评审、现场(源地)评审、审议、评审 结论审定、评审结论批准、合格供应商证书颁发、合格供应商名录发布 及动态管理等。 2 3 对合格供应商的要求 3.1 基本要求合格供应商应满足以下基本要求:(1) 具有法人资格;(2) 税务登记;(3) 提供的产品在经营执照范围内;(4) 有固定的经营活动场所;(5) 遵守国家相关法律法规。 3.2 具体要求除满足基本要求(见3.1)外,合格供应商还应满足产品质量、质保能力、技术能力和商务能力四个方面的要求。 3.2.1 产品质量供应商拟提供产品的质量特性(如:物理特性、功能特性)应满足产品标准要求和(或)采购要求。3.2.1.1 与产品标准的符合性供应商提供的产品应:(1) 满足适用于产品的法律、法规要求;(2) 符合产品标准、规范要求; (3) 依据产品标准所规定的检验方法和检验项目进行检验;(4) 按产品标准要求进行型式试验。 3.2.1.2 与采购方要求的符合性 (1) 应达到合同规定的质量要求; 3

AP1000核电厂的安全壳设计

核电厂的安全壳设计 1 引言 为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。安全壳是实现上述改进的一个关键设施。它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障,其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。此外,本文也讨论了放射性释放模式,假设条件以及安全壳短期和长期性能。 2 AP1000 安全壳设计概述 AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器,带有椭球形的上封头和下封头。钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中,该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护,并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。 如图l 所示,API000设计保留了和AP600相同的直径,但其高度比AP600增加了7.8 m ,从而增加了自由空间。此外,与AP600相比,AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。如表中所示,圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm,局部位置较厚,如设备闸门处。最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm,以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。封头是椭球形的,厚度为4.127cm,主直径为39.624m,而高度为11.468m。 安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成,每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。为了进一步减少安全壳内的组装活动,这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件,其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。 安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷,并考虑了蒸汽发生器的更换。

油库安全设备设施分为哪几类

油库安全设备设施分为哪几类 姓名:XXX 部门:XXX 日期:XXX

油库安全设备设施分为哪几类 油库安全设备设施涉及的范围比较广,大至一个独立的系统统,如固定消防系统;小至某种具体设备,有的甚至连设备也算不上,只能作为某些工艺设备的一种附件和结构。如测量口的有色金属护板、接地端子、呼吸管线的清扫口等。有的既可称为工艺设备,又可称为安全设备,如机械呼吸阀等。对这些设备设施的分类,目前尚无统一的规定可循,通常按以下两种方法划分类型。 1.按用途分类。按设备设施在安全防事故中的用途来分,大致可以分成以下6种。. (1)提高设备安全性能的设备设施,如安全阀、阻火器、防爆电器、防静电接地装置等。 (2)防止外界因素破坏的设备,如防雷设施、电气化铁路防护设施等。 (3)防止事故扩大蔓延的设施,如防火堤、密闭门等。 (4)事故抢险、救灾的设备设施,如固定消防供水、灭火系统,消防装备和器材等。 (5)事故预测、报警、安全检查的设备,如可燃气体报警检测仪、消防报警装置、接地电阻仪等。 (6)防止人为损害、破坏的设备设施,如警戒仪、防盗采光孔、盖等。 2.按工作属性分类。在实际工作中,对油库安全设备设施的分类一般是按其工作属性来区分的,并将同类的设备设施归纳为一个系统,可以分为以下9种系统。 第 2 页共 5 页

(1)油罐呼吸系统。它由呼吸阀、呼吸管路、液压安全阀、阻火器、清扫口、U形压力计等组成。主要作用是保证油罐在大小呼吸时罐体的安全和减少蒸发损耗。 (2)防雷防静电系统。它由避雷接闪器、防雷接地极、防静电接地极、防静电连接干线、导静电扶手等组成,主要作用是防止雷电侵害和静电危害。 (3)通风系统。它由通风机、通风管道、切换阀门组成,主要作用是置换爆炸危险场所的可燃性气体,防止油气着火爆炸,减少人员油气中毒的机率。 (4)安全防护系统。它由防火堤、拦油堤坝、封围墙、油水隔离间等组成,其主要作用是一旦罐内油品流失起到封堵、限制流失范围、防止事故蔓延的作用。 (5)固定消防系统。它由消防水源、泵房、泡沫储罐、管道、消防栓、泡沫发生器、泡沫枪等组成,其作用是一旦油罐着火,进行及时有效的扑救。 (6)防爆电气系统。它由各种防爆电器、线路、保护装置等组成,其主要作用是保证爆炸危险场所的用电安全。 (7)检测、抢救、防护系统。它由环境空气检测设备、电气参数检测仪表、个人防护装具及工具、设备故障检测仪表等组成,其主要作用用于事故预测、事故抢救、事故调查工作。 (8)安全警戒防卫系统。它由各种警戒仪表、警戒线网等组成,具有发现、报警、打击等功能,保护库区安全。 (9)电气化铁路防护系统。它由绝缘轨缝、隔离开关、排流接地等组成,其作用是减少电气化铁路对油库收发油设施的干扰,防上铁路装 第 3 页共 5 页

核电技术标准精选(最新)

核电技术标准精选(最新) G2900.81《GB/T 2900.81-2008 电工术语 核仪器 物理现象和基本概念》 G4075《GB4075-2003 密封放射源一般要求和分级》 G4078《GB/T 4078-2008 放射性测量用样品托盘、瓶子和试管的尺寸》 G4083《GB/T 4083-2005 核反应堆保护系统安全准则》 G4833.1《GB/T 4833.1-2007 多道分析器 第1部分:技术要求与试验方法》 G4833.2《GB/T 4833.2-2008 多道分析器 第2部分:作为多路定标器的试验方法》G4833.3《GB/T 4833.3-2008 多道分析器 第3部分:核谱测量直方图数据交换格式》 G4835《GB/T 4835-2008 辐射防护仪器 β、X和γ辐射周围和/或定向剂量当量(率)仪和/或监测仪》 G4960.1《GB/T4960.1-1996 核科学技术术语 核物理与核化学》 G4960.2《GB/T4960.2-1996 核科学技术术语 裂变反应堆》 G4960.4《GB/T4960.4-1996 核科学技术术语 放射性核素》 G4960.5《GB/T4960.5-1996 核科学技术术语 辐射防护与辐射源安全》 G4960.6《GB/T4960.6-1996 核科学技术术语 核仪器仪表》 G4960.7《GB/T4960.7-1996 核科学技术术语 核材料管制》 G4960.8《GB/T 4960.8-2008 核科学技术术语 放射性废物管理》 G5202《GB/T 5202-2008 辐射防护仪器 α、β和α/β(β能量大于60keV)污染测量仪与监测仪》 G7163《GB/T 7163-2008 核电厂安全系统的可靠性分析要求》 G7164《GB/T7164-2004 用于核反应堆的辐射探测器特性及其测试方法》 G7165.1《GB/T 7165.1-2005 气态排出流(放射性)活度连续监测设备:一般要求》G7165.2《GB/T 7165.2-2008 气态排出流(放射性)活度连续监测设备:放射性气溶胶(包括超铀气溶胶)监测仪的特殊要求》 G7165.3《GB/T 7165.3-2008 气态排出流(放射性)活度连续监测设备:放射性惰性气体监测仪的特殊要求》 G7165.4《GB/T 7165.4-2008 气态排出流(放射性)活度连续监测设备:放射性碘监测仪的特殊要求》 G7165.5《GB/T 7165.5-2008 气态排出流(放射性)活度连续监测设备:氚监测仪的特殊要求》 G7167《GB/T 7167-2008 锗γ射线探测器测试方法》 G8993《GB/T8993-1998 核仪器环境条件与试验方法》 G8997《GB/T 8997-2008 α、β表面污染测量仪与监测仪的校准》 G9224《GB/T9224-1998 直流周期计》 G9225《GB/T9225-1999 核电厂安全系统可靠性分析一般原则》 G9588《GB/T 9588-2008 盖革-米勒计数管测试方法》 G10252《GB 10252-2009 γ辐照装置的辐射防护与安全规范》 G10253《GB/T10253-2001 液态排出流或地表水β、γ放射性活度连续监测设备》G10255《GB/T10255-1996 γ放射免疫计数器》 G10257《GB/10257-2001 核仪器和核辐射探测器质量检验规则》 G10259《GB/T10259-1996 液体闪烁计数系统》 G10261《GB/T 10261-2008 核辐射探测器用直流稳压电源》 G10263《GB/T 10263-2006 核辐射探测器环境条件与试验方法》

核电厂系统及设备课程设计

第一章概论 1.1 国际国内核电概况 能源是社会和经济发展的基础,是人类生活和生产的要素。随着社会的发展,能源的需求也在不断扩大。从能源供应结构方面看,目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气。此类能源为不可再生能源,且在作为能源利用的过程中,对生态环境造成污染。对于煤、石油、天然气来说,它们还是很好的化工原料,应用于化工生产过程中,能够创造出更大的效益。核能不仅单位能量大,而且资源丰富。地球上蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现受控核聚变,并从海水中提取氚加以利用,就会根本上解决能源供应的矛盾。 我国秦山三期为重水堆,秦山一期、二期,大亚湾,岭澳,田湾均为压水堆。其他国家在运行的核电机组主要有轻水堆(PWR、BWR)、改进型气冷堆(AGR)、高温气冷堆(HTGR)、CANDU重水堆和金属冷却快种子增殖堆(LMFBR) 。 我国在建核电厂有三门核电站、阳江核电站、台山核电站、福建省宁德核电站、福建省福清核电站、山东省华能石岛湾核电厂、华辽宁省红沿河核电厂、湖南省桃花江核电站、广西省防城港核电站等。 1.1.1 人类能源结构三次重大的演变: 18世纪60年代:煤炭逐步替代了木柴; 20世纪20年代:煤炭转向石油和天然气; 20世纪70年代:石油、天然气,煤,核能和再生能源等多种能源结构; 21世纪主要能源:核能 1.1.2 世界核电的发展大体可分为四个阶段。 1954~1960年:试验阶段; 1961~1969年:实用化阶段; 1969年至二十世纪70年代末:大发展阶段; 二十世纪80年代至二十世纪末:低潮阶段; 二十一世纪开始:复苏阶段 1.1.3 2009年底世界核电统计

压水堆核电厂安全壳隔离系统(EIE)

安全壳隔离系统(EIE) 一、作用 安全壳隔离系统(EIE)用在事故发生时,放射性裂变产物有可能从堆芯释放出来的情况下,确保安全壳的密闭。 隔离装置的目的是应保持安全壳封闭体整体的完整性,保证在正常运行和事故发生时安全壳的完整。或将有缺陷的系统与其压力源隔离。 二、系统的描述 安全壳隔离系统(EIE)使用以下类型的隔离阀门。及其配置情况(见图1.3.3-1):(1)安全壳内侧一只手动闭锁阀,外侧一只手动闭锁阀。 (2)安全壳内侧一只自动隔离阀,外侧一只手动闭锁阀。 (3)安全壳内侧一只手动隔离阀,外侧一只自动隔离阀。 (4)安全壳内侧一只自动隔离阀,外侧一只自动隔离阀。 (5)安全壳内侧一只止回阀,外侧一只自动隔离阀或手动闭锁阀(仅用于进入管线)(6)安全壳外侧两只自动隔离阀或手动闭锁阀(仅用于安全壳内闭合管线) 在各隔离阀之间的管段中,当阀门关闭时,由于留在其中液体的热膨胀可能会形成超压,一般是在绕过安全壳内隔离阀的反向管线上放置止回阀或泄压阀进行超压保护。 三、系统的运行 安全注射时,安全壳第I阶段隔离,对以下系统发生作用: (1)安全注射系统(RIS):试验管线; (2)化学和容积控制系统(RCV):下泄管线,轴封水回程管线和上充管线; (3)反应堆硼和水的补给系统(REA):补充水分配管线; (4)核岛排气及疏排水系统(RPE):反应堆冷却剂排放管线,工艺排水管线,地面排水管线,含氢排放管线; (5)设备冷却水系统(RRI):稳压器泄压箱和过剩下泄热交换器管线; (6)蒸汽发生器排污系统(APG); (7)安全壳内大气监测系统(ETY); (8)核岛氮气分配系统(RAZ); (9)核取样系统(REN):除反应堆冷却剂取样所需管线外的所有管线。 安全壳喷淋系统启动时,实施第II阶段隔离,对以下系统发生作用: 152

压水堆核电站工作原理简介

压水堆核电站工作原理简介 核反应堆是核电动力装置的核心设备,是产生核能的源泉。在压水反应堆中,能量主要来源于热中子与铀-235核发生的链式裂变反应。 裂变反应是指一个重核分裂成两个较小质量核的反应。在这种反应中,核俘获一个中子并形成一个复合核。复合核经过很短时间(10-14s)的极不稳定激化核阶段,然后开裂成两个主要碎片,同时平均放出约2.5个中子和一定的能量。一些核素,如铀-233、铀-235、钚-239和钚-241等具有这种性质,它们是核反应堆的主要燃料成分。铀-235的裂变反应如图1.3-1所示。 对于铀-235与热中子的裂变反应来说,目前已发现的裂变碎片有80多种,这说明是以40种以上的不同途径分裂。 在裂变反应中,俘获1个中子会产生2~3个中子,只要其中有1个能碰上裂变核,并引起裂变就可以使裂变继续进行下去,称之为链式反应。 由于反应前后存在质量亏损,根据爱因斯坦相对论所确定的质量和能量之间的关系,质量的亏损相当于系统的能量变化,即ΔE=Δmc2。对铀-235来说,每次裂变释放出的能量大约为200Mev(1兆电子伏=1.6×10-13焦耳)。这些能量除了极少数(约2%)随裂变产物泄露出反应堆外,其余(约98%)全部在燃料元件内转化成热能,由此完成核能向热能的转化。 水作为冷却剂,用于在反应堆中吸收核裂变产生的热能。高温高压的一回路水由反应堆冷却剂泵送到反应堆,由下至上流动,吸收堆内裂变反应放出的热量后流出反应堆,流进蒸汽发生器,通过蒸汽发生器的传热管将热量传递给管外的二回路主给水,使二回路水变成蒸汽,而一回路水流出蒸汽发生器后再由反应堆冷却剂泵重新送到反应堆。如此循环往复,形成一个封闭的吸热和放热的循环过程,构成一个密闭的循环回路,称为一回路冷却剂系统。 蒸汽发生器产生的饱和蒸汽由主蒸汽管道首先送到汽轮机的高压阀组以调节进入高压缸的蒸汽量,从高压阀组出来的蒸汽通过四根环形蒸汽管道进入高压缸膨胀做功,将蒸汽的热能转变为汽轮机转子旋转的机械能。在膨胀过程中,从高压缸前后流道不同的级后抽取部分蒸汽分别送入高压加热系统和辅助蒸汽系统。高压缸的排气一部分送往4号低压加热器用于加热凝结水,大部分通过四根管道排往位于低压缸两侧的四台汽水分离再热器,在这里进行汽水分离,并由新蒸汽对其进行再热。从汽水分离再热器出来的过热蒸汽经四根管道送入四台低压缸内膨胀做功,从四台低压缸前后流道抽取部分蒸汽分别送往3号、2号和1号低

安全设备设施分类(20201220215708)

安全设施分类1.预防事故设施⑴检测、报警设施:压力、温度、液位、流量、组份等报警设施,可燃气体、有毒有害气体、氧气等检测和报警设施,用于安全检查和安全数据分析等检验检测设备、仪器。 ⑵设备安全防护设施: 防护罩、防护屏、负荷限制器、行程限制器,制动、限速、防雷、防潮、防晒、防冻、防腐、防渗漏等设施,传动设备安全锁闭设施,电器过载保护设施,静电接地设施。 ⑶防爆设施: 各种电气、仪表的防爆设施,抑制助燃物品混入(如氮封)、易燃易爆气体和 粉尘形成等设施,阻隔防爆器材,防爆工器具。 ⑷作业场所防护设施: 作业场所的防辐射、防静电、防噪音、通风(除尘、排毒)、防护栏(网)、防滑、防灼烫等设施。 ⑸安全警示标志: 包括各种指示、警示作业安全和逃生避难及风向等警示标志。 2.控制事故设施⑹泄压和止逆设施: 用于泄压的阀门、爆破片、放空管等设施,用于止逆的阀门等设施,真空系统的密封设施。 ⑺紧急处理设施: 紧急备用电源,紧急切断、分流、排放(火炬)、吸收、中和、冷却等设施,通入或者加入惰性气体、反应抑制剂等设施,紧急停车、仪表联锁等设施。 3.减少与消除事故影响设施⑻防止火灾蔓延设施: 阻火器、安全水封、回火防止器、防油(火)堤,防爆墙、防爆门等隔爆设施,

防火墙、防火门、蒸汽幕、水幕等设施,防火材料涂层。 ⑼灭火设施: 水喷淋、惰性气体、蒸气、泡沫释放等灭火设施,消火栓、高压水枪 (炮)、消防车、消防水管网、消防站等。 (10)紧急个体处置设施: 洗眼器、喷淋器、逃生器、逃生索、应急照明等设施。 (11)应急救援设施: 堵漏、工程抢险装备和现场受伤人员医疗抢救装备。 (12)逃生避难设施: 逃生和避难的安全通道(梯)、安全避难所(带空气呼吸系统)、避难信号等。 (13)劳动防护用品和装备: 包括头部,面部,视觉、呼吸、听觉器官,四肢,躯干防火、防毒、防灼烫、防腐蚀、防噪声、防光射、防高处坠落、防砸击、防刺伤等免受作业场所物理、化学因素伤害的劳动防护用品和装备。

国内核电质保分级

核电质保分级 首先要区分QA级与核安全级别。QA是质保级别,而核安全级别是核安全设备的设计级别。 核安全级别分1级、2级、3级,一般由设计院在设备规格书中明确,质保级别是根据设备的核安全级别进行质保控制时制定,一般是1级设备用QA1进行控制,2级设备用QA2进行控制,3级设备用QA3进行控制;重要的2级设备需用QA1进行控制,同样重要的3级设备用QA2进行控制。 具体分级建议大家查阅一个EJ标准,具体编号我忘了,标准名字大概叫《压水堆物项质量分级》(大概名字,记不太清楚了),QA1和核安全级别,并没有直接的关联,阀、泵类的等级会有所提高,QA等级不仅要考虑到设备的安全性,还要考虑标准化水平,工艺水平等等综合因素,具体分类请大家查标准。顺便请大家帮我一下,我想寻找一个分包商,承包我公司喷砂喷漆的工作,喷砂要求粗糙度可控(机器、人为操作皆可,尽可能用机器),喷漆房要求控温、控湿、封闭、除尘。哪位朋友知道有这种厂家请联系我邮箱jingjingsangeri@.com,厂家最好在成都周边。谢谢 2、质量保证等级划分的原则 物项或服务的质量保证等级的划分应遵循以下原则,即以物项的失灵或服务的差错对核电厂安全和可靠运行造成影响为主要原则并考虑: a. 制造工作的经验和物项制造的成熟发生; b. 承制物项或相关服务的复杂程度; c. 承制物项或相关服务的质量史、标准化程度以及经济性。 综合上述因素进行划分和选择质量保证等级。目前就分级方面的资料介绍,尚无可供直接采用的国际或国内的标准、法规或导则,但我国的现有核电厂一般将质量保证级别划分为三级,即质量保证一级(QA1)、质量保证二级(QA2)和质量保证三级(QA3)。 3、质量保证等级划分的方法 此处介绍的方法是IAEA技术报告328号《质量保证分级手册》(即HAFJ0045《质量保证分级手册》)推荐的方法,大家可参照使用,该方法包括八个步骤,

核电厂设备安全分级

编号:SY-AQ-08756 ( 安全管理) 单位:_____________________ 审批:_____________________ 日期:_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 核电厂设备安全分级 Safety classification of nuclear power plant equipment

核电厂设备安全分级 导语:进行安全管理的目的是预防、消灭事故,防止或消除事故伤害,保护劳动者的安全与健康。在安全管理的四项主要内容中,虽然都是为了达到安全管理的目的,但是对生产因素状态的控制,与安全管理目的关系更直接,显得更为突出。 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。这种安全功能分级称为摪踩燃。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

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