核安全分级
精选1-核电厂系统与部件的核安全分级bja
1. 3 设备分级的概念和方法
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核电厂系统和部件的核安全分级
分级要求带有强制性而不需要细致地考虑损坏的几率或对减轻事故后果的影响。概率法则细致地根据需要某一安全功能起作用的几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。概率法在确定各系统、设备和建筑物的安全重要性的相对排序方面特别有用。
第1节 总论
1.2 范围
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核电厂系统和部件的核安全分级
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
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核电厂系统和部件的核安全分级
1.3.3 安全等级以外的其他级别 核电厂物项除有其安全等级以外，还有以下3个级别，即抗震类别、规范等级和质保等级。 (1)抗震类别 应根据物项所执行的安全功能和发生地震时对物项的特殊要求，按照HAF0215(1)确定物项的抗震类别。如抗震Ⅰ 类要求承受OBE、SSE载荷，抗震Ⅱ 类仅要求承受OBE载荷。
第1节 总论
1.1 目的
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核电厂系统和部件的核安全分级
《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。
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国际核与辐射分级表
国际核与辐射分级表
国际核和辐射事件分级是由国际原子能机构于2008年制定的，其目的在于以统一的方式将核和辐射事件的安全意义传达给公众的一种适用于全球性的工具。
目前全球有60多个国家采纳此分类法。
上述分级系统，从“厂外影响”、“厂内影响”、“对纵深防御的影响”三方面影响将事件分为7个等级：较高的级别（4～7级）被定为“事故”，较低的级别（1～3级）为“事件”。
不具有安全意义的事件被归类为分级表以下的0级，定为“偏差”。
与安全无关的事件被定为“分级表以外”。
结束。
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
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
核事件和核泄露等级划分
核事件和核泄露等级划分在全世界60多个国家，国际核安全和辐射事件等级（INES）按照核泄漏事件的严重性逐级分为七个等级。
它是由国际原子能机构和联合国经济合作与发展署的核能源机构共同制定的。
1级到3级用“事件”一词表述，而4级到7级则用“事故”一词表述。
那些没有涉及到安全重要性的事件用“偏差”一词并被定为0级。
为了能区分1级到7级逐级递增的严重性，人们把它们分别称为：单次异常，事件，严重事件，区域性事故，大范围区域事故，严重事故和重大事故。
在“事件”中，1级为异常；2级为普通事件，还没有产生场外影响，但有核设施内工作人员遭受过量辐射；3级属于严重事件，放射性物质极小量释放，公众所受辐射程度小于规定限值，但有核设施工作人员的健康受严重影响。
在“事故”方面，如果达到4级，则表示放射性物质小量释放，公众遭受相当于规定限值的辐射影响，同时，核反应堆堆芯和辐射屏障出现显著损坏，并可能出现工作人员遭受致命辐射的情况；5级属于具有场外风险的事故，放射性物质有限释放，此时核反应堆堆芯和辐射屏障出现严重损坏；6级和7级则分别属于重大和特大事故。
1级：这一级别对外部没有任何影响，仅为内部操作违反安全准则。
2级：这一级别对外部没有影响，但是内部可能有核物质污染扩散，或者直接过量辐射了员工，或者操作严重违反安全规则。
3级：很小的内部事件，外部放射剂量在允许的范围之内，或者严重的内部核污染影响至少1个工作人员。
4级：反应堆严重受损或者工厂内部人员遭受严重辐射。
最近的一次第4级核事故为1999年日本东海村核事故，事故当时反应堆达到临界状态，并导致3名工作人员遭受严重辐射，其中2人随即死亡。
5级：有限的核污染泄漏到工厂外，需要采取一定措施来挽救损失。
目前共计有4起核事故被评为此级别，其中包括1979年美国三里岛核事故。
其余3起分别发生在加拿大、英国和巴西。
6级：一部分核污染泄漏到工厂外，需要立即采取措施来挽救各种损失。
这一级别历史上仅有一例，为1957年苏联 Kyshtym核事故。
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）。
ines分级表
ines分级表【实用版】目录1.什么是 INES 分级表2.INES 分级表的等级划分3.INES 分级表的应用4.我国对核事故的应对措施正文1.什么是 INES 分级表INES 分级表，全称为“国际核事故事件分级表”（International Nuclear Event Scale），是国际原子能机构（IAEA）制定的一个用于评估核事故事件严重程度的标准。
这个分级表旨在为核事故的应急响应、事故调查和经验反馈提供一个统一的评价体系，以便各国能够更好地应对核事故并确保核能安全。
2.INES 分级表的等级划分INES 分级表将核事故分为 7 个等级，从最轻微的 1 级到最严重的7 级。
这些等级主要根据核事故对环境和公众的影响程度进行划分。
以下是各个等级的简要说明：- 1 级：极小的泄漏，对环境和公众无影响。
- 2 级：泄漏有限，对环境和公众的影响很小。
- 3 级：泄漏较大，但对环境和公众的影响仍然可控。
- 4 级：较大的泄漏，可能对环境和公众造成一定影响。
- 5 级：重大泄漏，对环境和公众造成较大影响。
- 6 级：严重的泄漏，对环境和公众造成严重影响。
- 7 级：极严重的泄漏，相当于切尔诺贝利核事故，对环境和公众造成灾难性影响。
3.INES 分级表的应用INES 分级表在全球范围内得到了广泛的应用。
当发生核事故时，相关部门会根据事故的具体情况对其进行评估，并给出相应的 INES 等级。
这有助于各国政府和公众了解事故的严重程度，从而采取适当的应对措施。
同时，通过对不同等级的事故进行分析和总结，可以不断完善核安全法规和标准，提高核能行业的安全水平。
4.我国对核事故的应对措施我国高度重视核安全，对核事故的应对措施严谨有序。
在核事故应急方面，我国建立了一套完整的应急响应体系，包括制定核事故应急预案、设立应急指挥中心、建立应急监测网络等。
此外，我国还加强了核安全领域的国际合作，积极参与 IAEA 等国际组织的活动，共同应对核事故挑战。
第9章核安全分级
c)稳压器卸压管线直至（并包括）卸压装置（卸压阀和安全阀）。
d)
9.2.1.3安全2级
9.2.1.4
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）
c）下列系统的主要设备和部件
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。
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
h.
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：
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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）。
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；·安全壳喷淋系统。
构成第三道安全壳屏障的设备和部件；·反应堆安全壳厂房，包括用来隔离反应堆厂房和外部环境的封闭系统的阀门和部件；·反应堆安全壳厂房内属于二回路系统的部分，并延伸至（并包括）厂房外第一个隔离阀；·安全壳大气监测系统c)堆芯仪表系统的设备和部件直至（并包括）手动隔离阀。
9.2.1.3安全3级安全3级适用于对安全重要的设备和部件，这些部件损坏后不会直接引起放射性后果；或者对于损坏后会导致正常需存放衰变的放射性气体释放的设备。
安全3级包括：a)反应堆冷却剂净化所需的化学和容积控制系统中的设备和部件，硼补给系统中的设备和部件；b)安全壳外蒸汽发生器辅助给水系统的设备和部件；c)设备冷却水系统和重要厂用水系统的设备和部件；d)反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统的设备和部件；e)放射性废物处理系统的设备和部件（如果这些设备损坏会导致正常需存放衰变的放射性气体释放）。
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)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)两个串联连接的正常关闭的阀门（1级与更低级之间）。
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。
9.2.1.5适用接口件的例子a)在安全1级和安全2级的部件或设备之间：·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。
b)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：·两个串联的常闭阀；·两个能动隔离阀；·一个安全阀。
c)反应堆冷却剂系统中的安全2级部件或设备和较低部件或设备之间：·一个常闭阀d)安全2级或3级的部件或设备和较低级的部件或设备之间：·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。
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-P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；这些设备的设计和制造应遵照RCC-M中的有关规定（参照RCC-M，H篇“支承件”和G篇“反应堆堆芯支撑构件”）；一些通风系统这些系统的设备采用专用的设计、制造、试验、检查和验收规则。
b.其它与安全无关的机械设备，用NC表示。
电气仪控设备安全分级电气仪控部件和设备的分级是一种功能性的分级。
这种分级对冗余度、丧失厂外电源时的运行、在工作环境和地震情况下的质量鉴定、安装、试验等方面提出了要求。
电气仪控部件和设备分级必须基于或遵循节中所规定的第2和第3纵深防御安全层次。
核岛内的电气仪控设备分为1E级和NC级，对于NC级某些有特殊要求的电气仪控设备，根据实际情况进行分析，特殊处理。
凡在事故工况后参与保护公众安全的电气仪控系统的设备和部件应属于1E级。
9.2.3.11E级的定义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。
——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；安全壳喷淋系统；安全壳氢气监测系统蒸汽发生器辅助给水系统，包括正常给水系统的隔离；安全壳隔离系统；专设安全设施的支持系统：设备冷却水系统；重要厂用水系统；通风系统。
属于1E级的系统或设备必须遵循RCC-E中有关设计、制造和质量鉴定方面的规定。
其它对安全重要的系统的设备，如用于冷停堆、堆坑和乏燃料水池冷却的设备，影响1E级系统可用性的电气仪控设备及用于事故后监视系统的设备，则不必满足1E级的所有要求。
相关的设备零部件在《核岛电气仪控设备分级清单》（见附录3）中已用*or**标识出。
这些设备部件需满足与系统或设备运行工况有关的专用准则（冗余度、周围环境条件下或/和在地震条件下的质量鉴定、应急电源供应）。
仪表通道的分级由传感器确定。
在1E级的仪表通道中，并非所有的设备都必须是1E 级，只有与安全功能相关的设备才为1E级（例如：通过隔离设施已经被隔离的指示和报警设备就不是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）。
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。
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。
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.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；c.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。
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。
、、机械设备设计和制造规范级RCC-M规范对机械承压设备分为三级，即RCC-M1、2级和3级。
RCC-M1、2级和3级设备分别遵守RCC-MB、C和D篇的设计、制造、检查和验收等的要求。
对非承压类的安全有关的机械设备（LS级），RCC-M规范给出专用规则：a.与安全有关的承压设备的支承装置（RCC-MH篇）；b.反应堆堆内构件（RCC-MG篇）。
电气设备的RCC—E质量鉴定级1E级电气设备要求按RCC—E规范进行设备质量鉴定。
RCC—E规定了四类质量鉴定程序：a.标准鉴定程序，用来验证设备在正常工况下有能力完成其规定的功能。
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。
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。