核电厂设备安全分级.doc
EPR核电厂设备安全分级审评和评述
图２ Ｅ Ｐ Ｒ核 电厂安全分级体系
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图１ ＨＡＦ １ ０ ２中安全分级
１ Ｅ Ｐ Ｒ核 电厂安全分级介绍
１ ． １ Ｅ Ｐ Ｒ核电厂安全分级设计理念介绍
台山核 电厂是新 建 的三代 Ｅ Ｐ Ｒ型核 电厂 ， 它
Ｌ ２
工况分类
①设计基准工况 （ Ｄ Ｂ ｃ ） 。分为正常运行工
况 （ Ｄ ＢＣ １ ） 、事 件 （ ＤＢ Ｃ ２ ） 、低频事故 （ Ｄ Ｂ Ｃ ３ ） 和极低频事故 （ Ｄ Ｂ Ｃ ４ ） 。
核 动 力 厂 设 备
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《 核动力厂 设计安全 规定》（ 乩 １ Ｏ ２ ）要 求 制与 堆芯热量排 出的缓解功 能。图 ２描述 了 Ｅ Ｐ Ｒ 核 电厂安全分 级体系结构 。
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；
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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
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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。
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。
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，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的水管线或内径大于的蒸汽管线，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
9.2.1.10
a)在安全1级和安全2级的部件或设备之间：
b)
·一个非能动设备（限流件只适用于小直径的设备和部件，其破损引起的泄漏用上充泵可以补足）；
·两个能动装置。
c)反应堆冷却剂系统中的安全1级部件或设备和较低级的部件或设备之间：
d)
·两个串联的常闭阀；
·两个能动隔离阀；
抗震1类机械设备和部件按其不同要求，又可分为以下3类：
a.在安全停堆地震（SSE）引起的荷载作用下必须保持其完整性和密封性的设备属于1Ⅰ类；
b.
c.专用安全设施及其支持系统中的非能动设备，当受到SSE荷载作用时需保持其功能的设备属于1F类；
d.
e.在SSE荷载作用下，其事故后安全功能仍要求能运转的设备属于1A类。
9.3 设备抗震分类
机械和电气设备的抗震分类确定了设备的设计和承受地震的能力。
与安全有关的所有机械和电气设备都属于抗震1类。这些设备包括安全1、2、3级承压设备和LS级机械设备以及1E级电气设备。
其他部件和设备可以按照其重要性确定抗震要求。防火设备的抗震要求在RCC-I中规定。
抗震1类的含义是指设计的设备能承受安全停堆地震（SSE）引起的荷载。
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：
安全等级
RCC-M规范等级
1
2
3
Nc
1
2或1
3或2
Nc或3
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。
9.2.2 其他机械设备的核安全分级
核电厂系统与部件的核安全分级概述
核电厂系统与部件的核安全分级概述1. 引言核电厂是一种重要的能源发电设施，其运行过程中的核安全至关重要。
核安全包括核设施的设计、运行和废弃物处理等方面，是确保核电厂运行安全可靠的重要工作。
在核电厂系统和部件中，根据其对核安全的重要性，进行了不同层次的分级，以确保各个层级的核设施满足相应的核安全要求。
本文将对核电厂系统与部件的核安全分级进行概述。
2. 核电厂系统与部件的分类核电厂由多个系统和部件组成，根据其功能和特点，可以将其分为以下几个大类：2.1 主系统主系统包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统、蒸汽轮机系统等，是核电厂发电的核心部分。
这些系统对核电厂的运行稳定性和核安全性起着至关重要的作用。
2.2 支持系统支持系统包括供电系统、通风系统、冷却系统等，为核电厂系统的正常运行提供各种支持服务。
这些系统对核电厂的连续运行和事故处理起着重要的辅助作用。
2.3 安全系统安全系统包括冷却系统、防护系统、控制系统等，是核电厂对核事故和突发事件做出响应和处理的重要手段。
这些系统对核电厂的安全性具有至关重要的影响。
2.4 辅助系统辅助系统包括消防系统、废物处理系统、辐射监测系统等，为核电厂的运行提供额外的服务和支持。
这些系统对核电厂的环境保护和废物处理起着重要的作用。
3. 核安全分级概述核安全分级是根据不同系统和部件对核安全的重要性和风险程度进行等级划分的过程。
核安全分级不仅有助于确定安全设施和设备的要求，还有助于优化核设施的设计和安全管理。
3.1 核安全分级原则核安全分级的原则主要包括以下几点：•风险评估：对核电厂系统与部件进行风险评估，确定其对核安全的重要性和风险程度。
•安全功能：对不同系统与部件的核安全功能进行评估和划分，以保证核电厂的正常运行和响应能力。
•设备独立性：确保设备独立性，避免设备之间的相互影响和故障传播。
•安全管理：建立完善的安全管理体系，确保不同分级的核设施符合相应的核安全要求。
3.2 核安全分级层次核安全分级主要分为以下几个层次：3.2.1 第一级别第一级别是针对对核安全最为重要的主系统进行划分，包括核反应堆系统、蒸汽发生器系统等。
核电厂设备安全分级
核电厂设备安全分级简介核电厂作为一种重要的清洁能源发电方式，其设备的安全性对于运营的稳定性和人员的安全至关重要。
因此，在核电厂的设备管理过程中，安全分级显得尤为重要。
那么，核电厂设备安全分级具体是指什么呢？设备安全分级是什么？设备安全分级是一种针对工业系统和设备的安全管理方法，是指根据设备功能、参数、对操作人员的伤害程度以及环境影响，将设备分为几个等级，并对不同等级的设备实行不同的安全管理措施。
核电厂的设备安全分级主要是指，针对核反应堆、核蒸汽发生器、主循环泵、蒸汽涡轮发电机等主要设备，根据其在核电厂中的作用和对人员安全的影响程度，将其划分为几个不同的等级，并针对不同等级的设备实行不同的管理和安全措施。
设备安全分级的目的设备安全分级的目的是保证核电厂设备的安全稳定运行，保障人员的身体安全和环境的安全。
具体包括以下几个方面：1.合理地划分设备的安全等级，为对不同等级设备采取不同的安全管理措施提供基础；2.实现设备分类管理，从而在运营过程中对设备实施防范措施和安全干预；3.明确设备的风险因素和危险程度，为设备预警和应急响应提供保障；4.提高设备安全性能和可靠性，保障核电厂的运营稳定性和经济效益。
设备安全分级的方法设备安全分级的方法有多种，常见的包括：1.根据设备的运行参数和特性，对设备的性能与可靠性进行评估，确定其所属的安全等级；2.根据设备的应用领域和对人员与环境的影响程度，将设备分级，并制定相应的安全防范措施和应急响应措施。
在核电厂设备安全分级中，通常采用第二种方法，即根据设备的作用和影响程度划分设备的安全等级。
根据国际惯例，核电厂设备的安全等级分为以下四类：1.A类：对人员和环境的影响很小且损坏程度很小的设备，如门锁、电接点等；2.B类：对人员和环境有较大的影响，但在受到限制或控制的情况下不会引起放射性泄漏的设备，如蒸汽泄压装置、容器等；3.C类：对人员和环境的影响比较大，但在受到限制或控制的情况下也不会引起放射性泄漏，如主循环泵、管路等；4.D类：对人员和环境的影响最大，一旦失效会引起放射性泄漏的设备，如核反应堆、核蒸汽发生器等。
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。
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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
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Ⅲ篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。
安全二级
主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件,以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。
例如如下一些部件：
反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件：余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。
构成反应堆安全壳屏障的设备和部件：安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件,二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分,安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。
安全三级
主要指下述一些系统的设备：
为控制反应性提供硼酸的系统；
辅助给水系统；
设备冷却水系统；
乏燃料池冷却系统；
应急动力的辅助系统；
为安全系统提供支持性功能的设施（例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施）；
空气和冷却剂净化系统；
放射性废物贮存和处理系统。
安全四级
核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。
但非核安全级的设备设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行,必要时,还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。
两个不同安全等级的系统的接口,其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。
抗震分类
在设计上要满足承受一定地震载荷要求的机械设备和电气设备,被定义为抗震设备。
我国的核安全法规将抗震类别分为三类,即抗震I类、抗震II类和非抗震类（NA）。
抗震I类指的是核电厂中损坏会直接或间接造成事故工况、用来实施停堆或维持安全停堆并排除余热的构筑物、系统和设备。
抗震I类设备包括安全一级、二级、三级和LS级及1E级的电气设备。
所有与安全有关的厂房和土建构筑物都是抗震I类的,在设计上要满足能承受安全停堆地震载荷的要求。
其它部件和设备也可按其对安全的重要程度所需抗震能力来校核。
抗震I类表明设备的设计要满足能承受安全停堆地震（SSE）引起的载荷要求。
安全停堆地震是在分析核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件,分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。
安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。
抗震Ⅱ类表明设备的设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引起的载荷要求。