研究堆物项分级规范
CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系是一种用于分类和安全管理核电站物品的体系。
按照该体系，CAP1400核电站物品分为A级、B级和C级三个等级。
具体分类标准如下：
1. A级物品：A级物品是对核电站的安全和运行至关重要的物品。
它们不能出现任何问题或故障，否则会对核电站的安全产生严重的威胁。
A级物品包括核反应堆、核燃料、控制棒、反应堆压力容器等。
根据CAP1400核电站的物项分级体系，不同等级的物品需要采取不同的管理和操作措施。
对于A级物品，需要实行严格的保养和检修制度，确保其始终处于良好工作状态。
所有与A级物品相关的人员都需要接受专业的培训和认证，以确保他们有足够的技能和知识来操作和维护这些设备。
对于C级物品，需要定期进行检查和清洁，以确保其在使用期间保持正常状态。
与这些物品相关的人员需要了解他们的基本工作原理，以充分利用它们的功能。
RG1.26 核电厂物项质量组分级及其标准 2007
REGULATORY GUIDE 1.26QUALITY GROUP CLASSIFICATIONS AND STANDARDS FOR WATER-，STEAM-，AND RADIOACTIVE-WASTE-CONTAINING COMPONENTS OF NUCLEAR POWER PLANTS核电厂物项质量组分级及其标准（2007）RG1.26General Design Criterion 1, “Quality Standards and Records,” as set forth i n Appendix A, “General Design Criteria for Nuclear Power Plants,” to Title 10, Part 50, of the Code of Federal Regulations (10 CFR Part 50), “Licensing of Production and Utilization Facilities” (Ref. 1), requires that structures, systems, and components important to safety be designed, fabricated, erected, and tested to quality standards commensurate with the importance of the safety functions to be performed. Under 10 CFR 50.55a, “Codes and Standards,” certain systems and components of boiling- and pressurized-water-cooled nuclear power reactors must be designed, fabricated, erected, and tested in accordance with the standards for Class 1, 2, and 31 components given in Section III, “Nuclear Power Plant Components,” of the American Society of Mechanical Eng ineers (ASME) Boiler and Pressure V essel Code (Ref. 2) or equivalent quality standards. This guide describes a quality classification system related to specified national standards that may be used to determine quality standards acceptable to the staff of the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) for satisfying General Design Criterion 1 for other safety-related components containing water, steam, or radioactive material in light-water-cooled nuclear power plants.一般设计标准1，“质量标准和记录”，载列在附录A，“通用设计标准核电厂”，标题10，第50，联邦法规法典（10 CFR第50部分），“许可生产和利用设施“（参考文献1），需要的结构，系统和安全重要部件的设计，制造，架设，测试，质量标准要执行安全功能的重要性相称。
研究堆构筑物抗震设计中的地震反应谱对比分析
研究堆构筑物抗震设计中的地震反应谱对比分析Zhu Xiuyun;Pan Rong;Zhu Jingsheng;Zhang Ou【摘要】本文介绍了国际原子能机构(IAEA)的TECDOC-1347推荐使用的适用于不同地震烈度、不同场地类型的设计地震反应谱.通过与RG 1.60及《建筑抗震设计规范》(GB 50011-2010)中的设计反应谱进行对比分析,总结了TECDOC-1347推荐的研究堆设计反应谱的特点.【期刊名称】《震灾防御技术》【年(卷),期】2018(013)004【总页数】7页(P822-828)【关键词】研究堆;设计地震反应谱;对比分析;地震动输入【作者】Zhu Xiuyun;Pan Rong;Zhu Jingsheng;Zhang Ou【作者单位】【正文语种】中文引言目前，我国在役和在建的研究堆已有20多座，这些研究堆的堆型、用途、功率水平、设计原理、运行方式、安全特性等不尽相同，不同类型研究堆的安全设计要求、运行模式和管理也有很大的差别（宋琛修等，2013）。
国家核安全局（2013）发布的《研究堆安全分类（试行）》将研究堆分为Ⅰ、Ⅱ和Ⅲ类。
过去，我国比较关注核电厂的安全，为核电厂的抗震设计编制了一系列标准规范，已经形成了完整的分析和评价方法。
而对研究堆的抗震设计，却并没有专门的规范，Ⅰ、Ⅱ类研究堆仍按照以往的设计经验进行处理，缺少相关的理论依据和法规标准支持（孙锋等，2016）。
“5·12”汶川地震给四川省的研究堆带来了前所未有的威胁，也提醒人们在今后的研究堆设计中，应针对研究堆的不同类别，合理地进行抗震设计，以保证其有足够的能力抵御地震的危害，从而保证人员和环境的安全（潘蓉，2010）。
2003年，国际原子能机构（International Atomic Energy Ageny，简称IAEA）颁布了技术文件《除核电厂之外的其他核设施设计中对外部事件（以地震为主）的考虑》（TECDOC—1347），用于除核动力厂以外核设施与外部事件相关的选址和设计，其中包括研究堆（International Atomic Energy Agency，2003）。
研究堆安全分类
研究堆安全分类（征求意见稿）国家核安全局2006年1月核安全导则HADxxxxx研究堆安全分类本导则自发布之日起实施本导则由国家核安全局负责解释1 引言1.1 目的鉴于动力堆与研究堆以及不同类型研究堆之间存在重要差异，以及国内外数十年研究堆核安全管理的经验，对研究堆进行安全分类从而为研究堆选址、设计、建造、调试、运行和退役各个阶段的活动和安全监督管理提供指导是非常必要的。
为此，特编制本安全导则，指导研究堆安全分类。
本导则采用放射性潜在风险准则进行研究堆安全分类。
该准则是根据与反应堆有关的放射性潜在风险，及其为满足《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》，《研究堆设计安全规定》，《研究堆运行安全规定》和有关的安全导则及规范标准的要求所需采取的安全措施，综合二者的分析结果，作为研究堆安全分类的准则。
本导则在分类的同时还明确各类研究堆的安全要求，以确保研究堆的安全设计和安全运行。
1.2 范围1.2.1 本导则中确定的研究堆安全分类准则和安全要求适用于包括临界装置设施在内的研究堆的厂址评价、设计、建造、调试、运行和退役，也应尽实际可能适用于在役的研究堆。
次临界装置设施不受这些要求的约束。
1.2.2 本导则中研究堆系指主要用于为研究和放射性同位素生产等目的而产生和利用辐射的核反应堆。
不包括用于发电、船用推进、海水淡化或区域供热的核反应堆。
该术语涵盖反应堆堆芯、实验装置以及与反应堆相关实验装置有关的所有其他设施。
1.2.3 本导则推荐了按照研究堆可能的潜在风险进行研究堆安全分类的准则和执行程序。
该安全分类为确定那些可能对公众和环境造成放射性危害的研究堆的安全要求奠定基础。
1.2.4 功率水平超过几十兆瓦的研究堆、快堆以及利用高压和高温回路、冷中子源和热中子源等实验装置（例如用于检验有害物质的反应堆）的反应堆根据营运组织提出建议，并须经监管机构核准可适用本导则。
但是可能需要适用一些动力堆标准和/或补充安全措施。
海上浮动堆物项分级要求研究
三、海上浮动堆物项分级
浮动堆物项分级体系建议
海上浮动堆 的物项分 级方法
安全功能 分级对象 安全分级 抗震及抗冲击分级 质保分级 规范等级
GJB843.7A
GJB843.7A2003
GJB843.7A2003
GJB843.7A2003
GB/T 175692013
GJB843.7A2003
适应性修改
NS
非安全级 （N1E级） 抗冲击II类
质保等级
A级B级注：物项分级对象含舱结构、设备、部件、组件等8
二、GB及GJB物项分级对比研究
GB及GJB物项分级对比研究
对比 安全功能 机械设备
GB17569 19项
分为承压部件与非承压 部件
GJB843.7 15项
不区分承压部件与不承压 部件
燃料组件及其相关组 件
2、安全二级（SC-2）
适用于反应堆冷却剂压力边界范围内不属于安全一级的承压部件和支承件以及用于防 止预计运行事件导致事故工况和减轻事故工况后果的设备。
物项范围
安全等级划分
GB/17569
所有物项
SC
NC（S） 一般NC
承压机械设备 SC-1 SC-2 SC-3 NC（S） 一般NC
HAD102/03 IAEA Safety
Guide
AP1000
流体包容部件 所有物项
法国
所有物项 核承压机械设备
1
2
3
A
B
C
Safety related
1
2
3
4
其他
D
GJB843.7A《潜艇核动力装置设计安全规定-潜艇核动力装置安全功能 和设备分级》规定了潜艇核动力装置安全功能（15项）、安全分级对象、 安全分级划分原则，设备抗冲击类别划分原则、质保等级划分原则等。
7569—1998《压水堆核电厂物项分级》介绍[1]
![7569—1998《压水堆核电厂物项分级》介绍[1]](https://img.taocdn.com/s3/m/4ba9ec7c1711cc7931b716c0.png)
标准介绍#$$%年由国家质量技术监督局发布的&’()#*!+$—#$$%《压水堆核电厂物项分级》是我国核电标准体系中一项重要的基础标准，该标准是根据我国核电厂的标准化工作经验以及核电厂设计和安全审评的经验编写的。
标准参考了,-. #/0(/"《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》、,-1・2 //++《压水堆核电厂物项分级的技术见解》和32()"#"—#$%%《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》等核安全法规和标准，并考虑了与美国和法国的物项分级要求保持协调。
标准全面给出了核电厂物项分级的种类及其要求，理顺了多年来我国核电厂物项分级规定比较混乱的状况，对我国核安全法规中有关核电厂物项分级的要求作了进一步的明确和细化，具有很强的适用性和可操作性，对于今后我国核电厂的设计、建造和运行具有重要作用。
该标准由*章规定性内容并!个提示性附录构成。
*章规定性的内容规定了核电厂物项安全等级的划分要求，提出了相应的抗震分类和质量保证分级，推荐了物项设计建造采用的规范、标准以及应赋予的规范等级。
!个提示性附录分别给出了压水堆核电厂主要构筑物、系统和部件的分级概况、核电厂物项分级清单实例、物项各种分级之间关系的对照、该标准的分级与国外分级的对照等资料性的说明，给标准使用者以参考。
该标准适用于压水堆核电厂构筑物、系统和部件的等级划分，可为核电厂设计者对核电厂物项进行分级提供指导。
该标准主要的技术内容介绍如下。
!标准明确指出安全等级是其他分级的基础和依据，确保三项基本安全功能4反应性控制、余热排出和放射性包容5是物项安全分级的基本依据。
"核电厂的全部物项按大类分为安全级4675和非安全级4875，在非安全级物项中应识别出有特殊要求的物项987 465:。
根据物项属于的领域不同4承压机械设备、非承压机械设备、燃料组件和燃料相关组件、电气设备、构筑物等5，其安全级的划分也不同。
CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系简析
CAP1400核电站物项分级体系是经验总结和实践经验而形成的，由国家核安全监督管
理局、国家核安全委员会和核安全行业联合制定的。
它把核电站的物项分为四个层次，包
括安全等级物项、装置控制物项、安全物项和实验物项。
安全等级物项是指在操作、保养维护及突发事件处置等过程中，必须特别强调其安全
要求、维护安全和改进安全性能的物项。
它们具有重要的安全意义，尤其是在可能发生灾
害的地方，必须实施特殊的管理制度来确保安全。
装置控制物项是指在操作、安全等过程中，与控制核电站安全和故障及灾害处理相关
的物项。
他们有助于提高核电站的安全性能，并在发生灾害时及时采取行动，以确保安全。
实验物项是指在必要时进行实验来收集核电站运行状态等信息的物项。
它们有助于收
集安全设计和操作规范的有效数据，有助于更好地了解核电站的运行状态，为核电站的操
作制定更合理的安全措施，保障安全运行。
总之，CAP1400核电站物项分级体系是一项重要的举措，可以明确物项的职责���
限和责任，有助于更好地了解核电站的安全状况，确保核电站安全运行。
新旧研究堆安全要求(规定)内容对比及修订建议【模板】
“安全要求”新增“长期停堆”一节，这是针对许多研究堆实际状况增加的条款，该条款提出了存在长期停堆状况的研究堆的相关要求。
建议：采用“安全要求”新增内容。
――安全分析
4.3 设计的安全分析
―ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ安全功能
4.5 安全功能
“安全要求”新增6.10“在设计用于实现三项基本安全功能停堆、冷却（尤其是堆芯）和包容放射性物质）的安全系统（包括专设安全设施）时，必须采用单一故障准则，必须确保高度可靠性以及包括便于定期检查、试验和维修的各项措施”。
建议：新增内容对实现三项基本安全功能的安全系统提出原则要求，应采用。
4 设计总要求
“安全要求”新增“构筑物、系统和部件的分级”一节，提出了分级的原则和方法。
建议：采用“安全要求”新增内容。
――规范和标准
4.8 规范和标准
1)两者条款基本对应；
2)删去了原HAF201§4.8.1中所列规范和标准涉及的典型领域。
建议：原HAF201§4.8.1可删除。
――设计基准
――假设始发事件和设计基准事故
“安全要求”新增内容“火灾和爆炸”一小节，提出了详细的火灾和爆炸的设计要求，覆盖原HAF201§5.11.4的内容。
建议：采用“安全要求”内容。
――参数的设计限值
4.4 参数的设计限值
两者基本相同，略作删减。
建议：采用“安全要求”内容。
――运行状态的设计
4.10运行状态的设计要求
1)“安全要求”§6.28与HAF201§4.10.1对应；
――验收准则和设计导则
“安全要求”新增 “验收准则和设计导则” 一节，主要内容为：必须对运行状态和设计基准事故制定验收准则。对于构筑物、系统和部件的设计，可用工程设计导则的形式。
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研究堆物项分级规范
加速驱动次临界系统是一种新型的核废料嬗变、核燃料增殖及能量生产的核能系统。
该系统主要由质子加速器、散裂靶和次临界堆组成,利用加速器产生的质子轰击重金属散裂靶产生的散裂中子驱动反应堆中的核燃料发生核反应,实现嬗变处理核废料、增殖核燃料、生产能量等功能。
铅铋合金具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,铅铋冷却反应堆被选作中国加速驱动次临界堆的主要发展方向。
中国科学院核能安全技术研究所FDS团队完成了加速器驱动次临界铅铋冷却反应堆的概念设计。
反应堆的物项(构筑物、系统和部件)对反应堆的安全影响程度不同,因此需要根据物项对反应堆安全重要影响程度的不同将物项进行分类,这就是反应堆的安全分级。
反应堆物项安全等级的正确划分是各项管理要求和规定的基础。
正确划分铅铋冷却反应堆安全等级是选择和采用合适的抗震水平、设计规范和质量保证等级的前提。
因此,在铅铋冷却反应堆的设计阶段,就必须对铅铋冷却反应堆物项进行安全等级的划分。
目前,国际上还没有公布针对铅铋冷却反应堆物项安全分级的规范和导则。
本论文以铅铋冷却反应堆为研究对象进行安全分级方法的初步研究。
首先,调研了国内外针对压水堆、沸水堆的确定论安全分级方法和risk-informed的安全分级方法;其次,根据上述确定论安全分级方法的一般流程,采用主逻辑图法推导出适用于铅铋冷却反应堆的安全功能,然后对安全功能进行安全等级的划分,最后确定出安全功能适用的物项,这就是针对铅铋冷却反应堆的确定论安全分级方法;再次,根
据铅铋冷却反应堆的特点提出了针对铅铋冷却反应堆的
risk-informed的安全分级方法体系;最后分别运用以上两种方法对铅铋冷却反应堆的冷却剂系统和铅铋工艺系统进行实例分级研究。
通过上述两种方法的对比分析可以得出,risk-informed安全分级适用范围有限,但risk-informed安全分级比确定论安全分级更加详细和合理。
未来主要工作可以考虑放在对铅铋冷却反应堆其它系统的确定论安全分级和risk-informed的安全分级上,并通过分级结果进一步完善上述两种安全分级方法。