压水堆核电厂主要物项分级依据
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。
压水堆核电厂物项分级 2021
2021年是我国压水堆核电厂物项分级标准的重要年份。
作为核能行业的重要环节，核电厂物项分级标准的修订和制定对于核电厂的安全运行具有至关重要的意义。
以下是本文将从压水堆核电厂的物项分级标准的背景、标准修订的必要性、过程和最终成果以及未来发展四个方面展开对该主题的论述。
一、背景1.压水堆核电厂的物项分级标准的重要性压水堆核电厂是目前世界上运行最多的核电厂类型，其安全性和稳定性直接影响着国家的能源安全和经济发展。
核电厂的物项分级标准是核安全管理体系的重要组成部分，它对核电站的安全性和可靠性具有重要影响。
压水堆核电厂物项分级标准的制定和修订是为了更好地适应国内外压水堆核电厂的发展需求和安全管理要求。
2.目前压水堆核电厂物项分级标准存在的问题原有的压水堆核电厂物项分级标准在实践中存在着不适应当前核电厂的发展和管理需求、标准缺乏科学性和系统性、标准更新不及时等问题，因此急需修订和完善。
二、标准修订的必要性1.符合国内外法律法规的要求当前，国内外对核电厂的安全要求越来越高，为了符合国家相关法律法规的要求，修订压水堆核电厂物项分级标准势在必行。
2.适应压水堆核电厂的技术发展和管理需求近年来，压水堆核电厂的技术不断发展和创新，原有的物项分级标准已经不能适应当前核电厂的技术发展和管理需求，因此需要制定新的标准以适应新技术的发展。
3.提高核电厂的安全性和可靠性通过修订和完善物项分级标准，可以进一步提高核电厂的安全性和可靠性，减少事故发生的可能性，降低事故的危害程度。
三、标准修订的过程和最终成果1.制定修订方案为了确保修订过程的科学性和系统性，相关部门先制定了修订方案，确定了修订的目标、范围、程序和流程，并成立了由专家和相关人员组成的工作组。
2.收集必要信息和数据工作组成员收集了国内外压水堆核电厂的相关信息和数据，并进行了充分的分析和比对，在实践中发现了原有标准的不足和不合理之处。
3.修订标准草案在对收集到的信息和数据进行分析和研究的基础上，工作组制定了修订后的标准草案，并向相关单位和专家组织进行了征求意见。
核电站质量等级和质保等级
核电站质量等级和质保等级质量等级和质保等级是两个不同的概念，质量等级是根据物项或服务本身的安全重要性和质量特性而确定的，质保等级是根据物项或服务的安全重要性、复杂性、成熟性以及提供物项或服务的供方的经验水平、质量管理水平等提出的质量保证等级要求，简言之，质量等级是针对产品质量特性的，质保等级是针对管理体系的，质量等级是划分质保等级时需考虑的的一个方面。
一、质量等级RCC-P《法国压水堆核电站系统设计与建造规则及应用》第四节中4.1.1《机械设备的分级要求》提出了安全等级、设计等级与质量等级关系，900Mwe核电站的安全等级、设计等级和质量等级之间的对应关系如表1：表1：*：对于安全2级或3级的设备，应根据这些设备所经受的载荷（尤其是压力和温度）来确定质量等级。
前联邦德国的电站联盟（KWU）把压水堆流体包容部件划分为四个质量等级（K1，K2，K3和K4），基本上与IAEA安全导则50-SG-D1附录A的安全分级相对应，其他物项也划分质量等级，如：钢结构和支承件分为两个安全重要的质量等级S1和S2，与安全有关的起重运输部件的质量等级为H，与安全有关的空调和通风部件的质量等级为L，与安全有关的电气部件和测量与控制部件的质量等级为E1和E2。
各国划分质量等级的方法不完全相同，美国将物项分为A、B、C、D四个质量组，分别与安全等级和ASME规范等级相对应。
商用核电厂除确保安全外，还要求稳定和可靠地运行，因此电厂把安全功能和可用率两个重要因素一并考虑。
可用率通常是核电厂常规岛和配套设施的物项划分质量等级的重要依据。
如法国和英国曾根据物项出现失效或故障对核电厂可用率的影响，把常规岛和配套设施的物项划分为C1、C2、C3或无专门的质量等级。
二、质保等级核电厂的物项、服务和过程应与规定的质量要求相符合，以满足核电厂安全和可靠地运行的需要，这些质量要求体现在适用的规范、标准和技术规格书等技术文件中，但是如果单位的管理工作和组织结构不完善，则物项、服务和过程的质量就难以保证满足规定的要求，因此必须实施“有效的管理”，以从管理角度来保证或促成物项、服务和过程满足规定的要求。
核电厂系统与部件的核安全分级
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核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
(2)规范等级
所谓规范等级，是指为满足不同安全 等级的要求，采用何种设计建造规范(标 准)。如ASME－NB、NC、ND等。在确定 规范等级及相应的设计建造要求时，首先 要考虑安全等级，其次还要考虑物项的载 荷条件(压力、温度、载荷循环情况等)， 根据GB/T16702和GB/T17569确定。
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核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1. 3 设备分级的概念和方法
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。
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核电厂系统和部件的核安全分级
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第1节 总论
1.2 范围
该导则推荐了安全功能和物项分级的方
法，即把基本安全功能按其重要性，详细分 解为多种安全功能条目(如k、d、c、等共20 个条目)，然后再把这些条目组合成若干个 等级。该导则在其附件A中把流体包容部件 分成了安全1、2、3、4四个等级，若再加上
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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核电厂系统和部件的核安全分级
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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；
压水堆核电站设备分级
一、概述
第一层次，电站的设计与建造质量要保证在正 常和正常瞬态运行工况下电站不发生破坏； 第二层次，安全系统的设计要尽可能减少非正 常瞬态运行工况或设备事故； 第三层次，工程安全设施的设计要尽可能减少 或不发生能导致放射性产物泄漏的假想事故。 前两个层次是事故的预防，后一个层次是事故 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能来实现的。
(3) The capability to prevent or mitigate the consequences of accidents which could result in potential offsite exposures comparable to the guideline exposures of this part.
OBE: The Operating Basis Earthquake is that earthquake which, considering the regional and local geology and seismology and specific characteristics of local subsurface material, could reasonably be expected to affect the plant site during the operating life of the plant, it is the earthquake which produces the vibratory ground motion for which those features of nuclear power plant necessary for continued operation without undue risk to the health and safety of public are designed to remain functional.
AP1000核电厂部件质量等级的划分及其与我国法规_标准的相容性20120313晚自习
补水系统提供 )。 2) 质量 B组 质量 B 组适用用于包容水和蒸汽的压力
容器、热交换器 ( 不包括气轮机、冷凝器 ) 、 储罐、管道、泵 和阀门, 它 们属于 以下第一 种情况或第二种情况:
第一种情 况 ∋ ∋ ∋ 是反应 堆冷却 剂压力边 界组成 部 分但 未划 入质 量 A 组 的部 件 [ 见 2 2中的 1) ( a) 和 1) ( b) ] 。
1) 质量 A 组 质量 A 组适用于构成反应堆冷却剂 压力 边界的部件。但 并非所有构成反应堆冷却 剂 压力边界的部件都必须划入质量 A 组。根据 10 CFR 50 55 a的规定, 满足以下条件的反应 堆冷却剂压力边界部件可以从质量 A 组排除: ( a) 该部件 在反应堆正常运 行* 期间 发 生假设故 障时, 反应 堆 能够 有秩 序地 停堆、 冷却 ( 假设补水由反应堆冷却剂补水系 统提 供 )。 ( b) 该部件是与反应堆冷却剂系统 相隔 离的, 或者能够与反应堆冷却剂系统相隔离。 隔离是指两个串联阀门都 关闭。两个串联 阀 门可能是两个常关阀、两个常开阀或者一 个 常关阀加一个常开阀。每一个常开阀门必 须 能够自动动作, 且 ( 假设另一阀门处于 打开 状态 ) 关闭时间适当, 能保证所说的部 件在 反应堆正常运行期间发生假设故障时每 个阀 门都依然是可操作的, 且反应堆能够有秩 序 地停堆、冷却 ( 假设补水仅由反应堆冷 却剂
( c) 蒸汽、给 水系统的这一 部分: 始于 并包括蒸汽发生器 ( SG ) 二次侧, 直至并包 括最外的安全壳隔离阀; 以 及与该部分相连 接的支管, 直至并包括在反 应堆所有正常运 行模 式下 常 关的 或 能够 关 闭 的第 一 个 阀门 (安全阀或释放阀 ) 。
( d) 与反应堆冷却剂压力边界相连接的 系统或其组成部分, 它们并 非在反应堆所有 正常运行模式 下都能以关闭两个阀门的方式 与反应堆冷却剂压力边界隔离, 这两个阀门 的每一 个 或 者是 常 关 的, 或 者 是 能 自动 关 闭的。
压水堆核电厂主要物项分级依据
压水堆核电厂主要物项分级依据1. 安全分级的基本依据：根据三项总的设计要求：①安全停堆②堆芯排出余热③减少放射性物质释放。
确保三项基本安全功能：①反应性控制②余热排出③放射性物质包容。
2. 抗震类别的确定：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而确定的。
3. 规范等级的确定：为满足不同安全等级的要求，根据设计建造规范（标准）对物项所规定的设计、建造等级。
在确定物项规范等级及相应的设计、建造要求时，除应考虑其安全等级，还要考虑物项的工作条件（压力、温度、载荷循环情况等）。
4. 质量保证等级：质量保证等级的高低首先要依靠安全等级，其次还要根据物项的设计、建造经验、工艺成熟性、运动部件多少、供货史、标准化程度等多种因素。
在此基础上将主要物项按等级分类统计列表分解介绍，作为核电物项采购控制把握的尺度。
压水堆核电厂一、二回路主要物项（构筑物、系统和部件）统计表备注：1、“适用的规范”栏中的“×”表示该设备的规范标准尚待制定；B篇、C篇、D篇、H篇、G篇和J篇系指GB/T 16702中的篇。
2、抗震类另一栏中的“NA”表示非核抗震类。
3、“适用的规范”栏中的参考资料a：美国动力管道国家标准（American National Standard for Power Piping, ANSI/ASME B31.1—1980. American Society of Mechanical Engineers, New York）b：如果事故时会危及安全壳，则其抗震类别应提高到抗震Ⅱ类。
复杂的主要设备部件的典型分解举例各种分级之间关系的对照1. 国标中的安全分级、抗震分类、规范分级和质量保证分级关系对照2. 与国外的分级对照。
压水堆核电站设备分级
设备维护
定期检查：对设备进行定期检查，确保设备 正常运行
预防性维护：根据设备运行情况，进行预防 性维护，减少故障发生
故障处理：及时处理设备故障，确保设备正 常运行
设备更新：根据设备运行情况，及时更新设 备，提高设备性能
设备更新
STEP1
STEP2
STEP3
STEP4
定期检查设 备状况，及 时更新老化 设备
演讲人
目录
01. 分级标准 02. 分级方法 03. 分级应用1Fra bibliotek设备重要性
核心设备：反应 堆、蒸汽发生器、
主泵等 1
外围设备：辐射 4
监测设备、废水 处理设备、安全
防护设备等
关键设备：安全 壳、冷却系统、
2 控制系统等
3
辅助设备：电气 设备、通风设备、 消防设备等
设备可靠性
壹
设备可靠性是衡量 设备在规定条件下 和规定时间内完成 规定功能的能力
03 设备维修性：根据设备的可维 修性和维修成本进行分级
04 设备安全性：根据设备的安全 性和事故风险进行分级
3
设备管理
设备分级：根据设备重要性和影 响程度进行分级
设备维护：定期对设备进行检查、 维护和维修
设备更新：根据设备使用年限和 性能状况进行更新
设备监控：对设备运行情况进行 实时监控，确保设备安全运行
贰
设备可靠性分为 基本可靠性和附 加可靠性
叁
基本可靠性是指设 备在正常运行条件 下的可靠性
肆
附加可靠性是指设 备在异常条件下的 可靠性，如抗震、 抗冲击等
设备维护要求
定期进行设备维 护和保养，确保
设备性能稳定
定期进行设备更 新和升级，确保
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压水堆核电厂主要物项分级依据
1. 安全分级的基本依据：
根据三项总的设计要求：①安全停堆②堆芯排出余热③减少放射性物质释放。
确保三项基本安全功能：①反应性控制②余热排出③放射性物质包容。
2. 抗震类别的确定：
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而确定的。
3. 规范等级的确定：
为满足不同安全等级的要求，根据设计建造规范（标准）对物项所规定的设计、建造等级。
在确定物项规范等级及相应的设计、建造要求时，除应考虑其安全等级，还要考虑物项的工作条件（压力、温度、载荷循环情况等）。
4. 质量保证等级：
质量保证等级的高低首先要依靠安全等级，其次还要根据物项的设计、建造经验、工艺成熟性、运动部件多少、供货史、标准化程度等多种因素。
在此基础上将主要物项按等级分类统计列表分解介绍，作为核电物项采购控制把握的尺度。
压水堆核电厂一、二回路主要物项（构筑物、系统和部件）统计表
备注：
1、“适用的规范”栏中的“×”表示该设备的规范标准尚待制定；B篇、C篇、D篇、H篇、G篇
和J篇系指GB/T 16702中的篇。
2、抗震类另一栏中的“NA”表示非核抗震类。
3、“适用的规范”栏中的参考资料
a：美国动力管道国家标准（American National Standard for Power Piping, ANSI/ASME B31.1—1980. American Society of Mechanical Engineers, New York）
b：如果事故时会危及安全壳，则其抗震类别应提高到抗震Ⅱ类。
复杂的主要设备部件的典型分解举例
各种分级之间关系的对照
1. 国标中的安全分级、抗震分类、规范分级和质量保证分级关系对照
2. 与国外的分级对照。