第9章 核安全分级
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）。
关于核安全知识
核安全知识问：“核安全”的定义是什么？核安全事件如何划分等级？答：广义的核安全是指涉及核材料及放射性核素相关的安全问题，目前包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电站安全运行、乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散等议题。
狭义的核安全是指在核设施的设计、建造、运行和退役期间，为保护人员、社会和环境免受可能的放射性危害的所采取的技术和组织上的措施的综合。
该措施包括：确保核设施的正常运行，预防事故的发生，限制可能的事故后果。
那么核安全相关事件是如何分级？历史上，1986年的苏联切尔诺贝利核事故即被定义为最严重的7级（切尔诺贝利核事故记录视频可选择去优酷网搜索）。
当时，核电站4号反应堆发生爆炸，导致8吨放射性物质泄露，直接污染核电站周围6万多平方公里，320多万人受到辐射；1979年美国三里岛核事故则属于5级。
当时，由于核电站机组的制冷系统出现故障，导致大量放射性物质泄露，至少15万居民被迫撤离。
问：在发生核与辐射突发事件后，不同阶段可采取怎样的防护措施？答：事件发生1至2天内，对人员可以采用的防护措施有：隐蔽、呼吸道防护、服用稳定性碘、撤离、控制进出口通路等。
其中呼吸道防护是用干或湿毛巾捂住鼻子的行动，可防止或减少吸入放射性核素。
服用稳定性碘能防止或减少烟羽中放射性碘进入体内后在甲状腺内沉积。
在事件中期阶段，已有相当大量的放射性物质沉积于地面。
此时，对个人而言除了可考虑终止呼吸道防护外，其他的早期防护措施可继续采用。
为避免长时间停留而受到过高的累积剂量，主管部门可采取有控制和有计划地将人群由污染区向外搬迁。
还应该考虑限制当地生产或储存的视频和饮用水的销售和消费。
根据这个时期对人员照射途径的特点，可采取的防护措施还有：在畜牧业中使用储存饲料，对人员体表去污，对伤病员救治等。
在事故晚期（恢复期）面临的问题是：是否和何时可以恢复社会正常生活；或者是否需要进一步采取防护措施。
在事件晚期，主要照射途径为污染食品的食入和再悬浮物质的吸入引起的内照射。
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）。
核电厂安全分级(PPT92页)
07.10.2020
核电厂系统和部件的核安全分级
3
第1节 总论
1.1 目的
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。
07.10.2020
核电厂系统和部件的核安全分级
4
第1节 总论
1.2 范围
《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。
07.10.2020
核电厂系统和部件的核安全分级
13
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
1.3.1 确定论方法 一般将核电厂各承压设备物项按照其
所履行的安全功能分为安全1级，安全2级， 安全3级及非安全级。
07.10.2020
核电厂系统和 设备分级的概念和方法
在核电站设计中，如果某些系统、设备 和建筑物对安全的作用比另一些系统、设备 和建筑物更大，那么这些系统的设备和建筑 物的分级级别就要越高。设计中可用两种方 法来确定与安全有关的系统、设备和建筑物 的分级要求：确定论法和概率法。确定论法 常对那些安全有重要作用的，其损坏能导致 严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物 提出分级要求。
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
第9章核安全分级
第9章-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。
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)b)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
9.2.1.2安全2级安全2级适用于非安全1级的输送反应堆冷却剂的承压设备和部件，或者适用于在发生失水事故时为包容放射性物质所需的系统设备和部件。
核电设备与部件核安全分级介绍
核电设备与部件核安全分级介绍核电设备与部件核安全分级介绍核电设备与部件的核安全分级包括四项内容：即安全等级、抗震类别、规范等级和质保等级。
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。
安全等级分为四级：即安全1级、安全2级、安全3级和安全4级（⾮安全级）。
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。
抗震类别分类：分为抗震I类和抗震II类。
抗震I类的部件需承受安全停堆地震的荷载，抗震II类的部件需承受运⾏基准地震的荷载（对于抗震II类的部件，新的核安全法规不强制规定其在设计中必须将运⾏基准地震的荷载作为设计输⼊。
是否作为设计输⼊，由核动⼒⼚营运单位根据具体情况决定）。
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。
物项的规范等级（也称为设备等级）分为四级：即规范1级、规范2级、规范3级和常规设备规范。
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。
质保等级分为四级：即质保 1 级（QA1）、质保 2 级（QA2）、质保 3 级（QA3）和质保 4 级（QAN）。
所有的核安全级部件与设备（核安全1、2、3级）均为抗震Ⅰ类，即要求部件与设备能够抵御“安全停堆地震（SSE）”的荷载⽽保持其结构完整性、可运⾏性和功能能⼒。
安全级、质量分组、质量保证级对于某⼀具体部件与设备⽽⾔原则上是⼀致的，例如反应堆压⼒容器为核安全1级部件，该部件为抗震I类、安全1级、质量1级、质量保证1级。
但在，某些情况下安全级、质量级或质量保证级可根据需要升级，例如蒸汽发⽣器⼆次侧为核安全2级部件，该部件为抗震I类、安全2级、规范2级、质保1级。
安全4级为⾮核安全级，通常执⾏常规产品相应的规范（标准）和质量保证要求（例如∶ISO-9001）。
核电厂安全分级
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
2017/2/12
核电厂系统和部件的核安全分级
7
第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
2017/2/12 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。
2017/2/12 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。 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。
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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。
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）
9.2.1
1级、安全2
9.2.1.1
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）。
9.2.1.2安全2级
安全2级适用于非安全1级的输送反应堆冷却剂的承压设备和部件，或者适用于在发生失水
事故时为包容放射性物质所需的系统设备和部件。
安全2级包括：
a）不属于安全1级的反应堆冷却剂系统承压设备和部件；
b）下列系统的主要设备和部件
·余热排出系统；
·化学和容积控制系统；
·安全注入系统；
c)
9.2.1.3
a)
c)
e)
9.2.1.4安全等级的接口
两个不同安全等级的系统或系统的某种部件可用适当的接口件连接。
接口的功能是为了保证较低安全等级的设备和部件损坏不会导致：
a)较高安全等级的设备、部件或系统安全功能的丧失；或
b)正常情况下需存放衰变的气态放射性不可控地向环境释放。
接口件的安全等级采用两者中较高的。
常采用的接口件有：
a)1个非能动屏障（如：热交换器管子）；
b)一个非能动限流装置，如一些限流件（非能动设备或能动设备的定义参照RCC-P及其应用指南第4.2.6节）；
c)1个安全阀；
d)1个正常开启的遥控阀（在2级或3级与更低级之间）；
e)两个串联连接的正常开启的遥控阀（在1级或2级与更低级之间）；
f)1个正常关闭阀（2级或3级与更低级之间）；
g)
1级
9.2.1.5
a)
b)
c)
d)
·一个常闭阀；
·一个常开遥控阀，但是当它和较低安全等级的部件或设备一起发生故障时，不会妨碍较高安全等级系统执行其安全功能（例如由两个多重设置的子系统组成的一些系统），也不会导致正常需存放衰变的放射性气体不可控地向环境释放。
9.2.2其他机械设备的核安全分级
这类机械设备安全等级的划分是为了确定适用于该类设备的抗震类别、规范等级和质量保证等级。
a.具有符合RCC-P4.1.2节所规定的安全功能的非承压机械设备被确定为安全有关级（用LS
表示）。
与安全有关的设备主要包括：
乏燃料装卸和贮存系统中的起重运输设备；
这类设备的规范等级应遵照国家有关的标准和参照FEM（欧洲起重运输和贮存设备协会）执行；
与安全有关的承压设备的支承装置以及反应堆堆内构件；
G
b.
9.2.3
次。
——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。
9.2.3.2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。
电气仪控设备为1E级的系统是指在执行9.2.3.1节中所规定的安全功能的系统以及事故工况后参与公众保护的系统，即：
——反应堆保护系统；
——应急供电系统（柴油发电机组、蓄电池组和有关的配电装置）；
——紧急停堆装置；
——专设安全设施：
✍安全注入系统；
1E级系
级，只
1E 级）。
此外，作为自动保护系统后备的手动控制设备，能够保证在任何情况下，通过这些设备可以直接进行反应堆停堆或启动专设安全设施等保护动作。
这些设备定义为1E级。
电缆可以认为是其所连接设备的一部分，因而电缆的安全等级与其连接的设备相同。
不属于1E级的设备用NC表示（非安全级）。
9.2.4非安全级设备
在非安全级的机械设备中，有一些是对安全重要的设备。
例如，为满足“特殊工况”在H规程中适用的部件。
根据设备的功能和特性，这些设备的设计、制造、检查和安装可以满足某些特殊要求（即：抗震计算、采用专用规范和质保等级），或只满足在电厂运行期间操作人员的专门监督要求。
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。
a.1Ⅰ类；
b.
属于
c.
1Ⅰ也9.4
a.
b.
9.5
a.
b.K3鉴定程序，用来验证安装在安全壳外的设备在正常工况和在地震荷载作用下有能力完成其规定的功能。
c.K2鉴定程序，用来验证安装在安全壳内的设备在正常工况和地震荷载作用下有能力完成其规定的功能。
d.K1鉴定程序，用来验证安装在安全壳内的设备在地震荷载作用下和正常工况、事故工况以及（或）事故后工况下有能力完成其规定的功能。
数字化仪控设备，其软件的质量鉴定要求为：
1E级软件的质量鉴定采用标准IEC60880及IEC60880-2。
对于有特殊要求设备的软件参照IEC62138的有关规定执行。
9.6质量保证（QA）分级
核岛供货范围内设备和服务项目分为Q1、Q2、Q3和QNC四级，这种分级同采用的安全准则是一致的。
依照设备的供货方式（设备类型和服务），核岛部分的分包商必须遵照下述4个QA 级对质量保证的规定：
a.对于质保等级为Q1的设备，业主要求分包商具有与IAEA-50-C-QA的总体要求和供货商
的总
的总
其他安全等级设备（机械或电气）的质保等级规定如下：
a)机械设备（LS）：
堆内构件Q1
控制棒驱动机构Q1
安全1级设备支承（标准支承的制造除外）Q1
乏燃料贮存和运输Q2
通风Q2
安全1级设备标准支承的制造Q2
Q1和Q2级设备支承、防甩击限制器和阻尼器Q2
对于一些Q2级标准设备的制造可以低于Q2级：
——Q2级设备的标准支承、防甩击限制器和阻尼器的制造Q3
——标准减震器、线圈和通风管道Q3/NC
b)电气设备（1E）
1E级设备都属于Q1级，但对1级通风系统设备，如其机械部分是LS级和Q2级，则其电气
9.7。