非能动核电厂构筑物、系统和部件的质保分级(讲座)
-核电厂系统与部件的核安全分级资料课件 (二)
-核电厂系统与部件的核安全分级资料课件(二)- 核电厂系统与部件的核安全分级资料课件1. 什么是核安全分级？核安全分级是指根据核电厂系统和部件的安全重要性，将其划分为不同的等级，以便对其进行安全管理和监督。
2. 核电厂系统和部件的安全等级有哪些？核电厂系统和部件的安全等级一般分为四个等级：一级、二级、三级和四级。
其中，一级为最高级别，四级为最低级别。
3. 一级安全等级的系统和部件有哪些？一级安全等级的系统和部件包括核反应堆、主蒸汽发生器、主循环泵、蒸汽涡轮机等重要设备。
4. 二级安全等级的系统和部件有哪些？二级安全等级的系统和部件包括辅助系统、冷却系统、安全控制系统、通风系统等。
5. 三级安全等级的系统和部件有哪些？三级安全等级的系统和部件包括电气系统、仪表和控制系统、辅助泵等。
6. 四级安全等级的系统和部件有哪些？四级安全等级的系统和部件包括建筑物、设备支架、管道、阀门等。
7. 核安全分级的目的是什么？核安全分级的目的是为了保障核电厂系统和部件的安全性，防止事故的发生，保护人民的生命财产安全。
8. 核安全分级的意义是什么？核安全分级的意义在于为核电厂的安全管理提供了依据，使得核电厂能够更好地进行安全管理和监督，提高核电厂的安全性能。
9. 核安全分级的实施要求是什么？核安全分级的实施要求包括分级标准、分级方法、分级结果的确认和监督等方面的要求，以确保核安全分级的准确性和有效性。
10. 核安全分级的实施对核电厂的安全管理有何帮助？核安全分级的实施有助于核电厂进行全面的安全管理，提高核电厂的安全性能，防止事故的发生，保护人民的生命财产安全。
2024年核电厂设备安全分级(三篇)
2024年核电厂设备安全分级核电厂的系统、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摪踩燃。
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xx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。
非能动核电厂构筑物、系统与部件的质保分级(讲座)
2018年8月8日星期三
-21-
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（11/27）
3.4 分级说明 （2）B级
B级是安全相关级，等同于ANS安全2级 在某设计基准事件后限制从安全壳释放的放射性物质泄漏 设计适用完成如下功能：
△
提供裂变产物屏障或者对一回路所包容的放射性物质 的容纳和隔离 提供安全壳边界，包括贯穿件和隔离阀。还包括作为 安全壳边界功能的管道。例如安全壳内的主蒸汽 与主给水系统、SG的二 次侧筒体
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
系统运行瞬态 System Operating Transients (SOT)
由电厂运行或系统运行造成的动态偶发事件引起的瞬变及 它们产生的机械响应
2018年8月8日星期三
-16-
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（6/27）
3.2
术语定义
假想事件 Postulated Events 那些假想的自然现象（即
2018年8月8日星期三
-5-
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（2/7）
2.2
抗震分类
AP1000核电厂SSC划分为： 抗震I类（C-I） 抗震II类（C-II）
抗震III类（C-III）
非抗震类（NS）
2018年8月8日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（3/7）
如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC等
2018年8月8日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（7/7）
2.3 定义 （3）抗震III类（C-III）
核电项目质保分级和质保要求分等现状与建议
核电项目质保分级和质保要求分等现状与建议核电项目的质保分级和质保要求分等是保证核电建设质量的重
要手段。
目前，我国核电项目的质保分级和质保要求分等存在以下问题：
1.质保分级不够细化，难以照顾到不同项目的特殊要求。
2.质保要求分等不够精细，难以保障项目各阶段的质量控制。
3.质保要求分等与实际工程质量存在较大差距，需要进一步提高。
为此，建议：
1.针对具体项目特点，细化质保分级，提高质保要求的针对性和实效性。
2.加强质保要求分等的实施监督，确保各阶段质量控制的全面落实。
3.建立完善的质量管理体系，加强对工程施工、设备采购、运行维护等各环节的质量控制，提高核电项目的整体质量水平。
通过以上措施，可以有效提高核电项目的质量保障水平，为建设安全、可靠的核电工程提供坚实保障。
- 1 -。
核电建设质量保证分级
核电建设质量保证分级1 前言核安全法规HAF003规定，在核电建设中必须对核安全相关的系统、设备进行质量保证分级，达到合理分配有限资源，确保核电站关键设备的质量。
通过质量保证分级，可以对核安全重要的设备、服务实施更严格的质量管理，对于核安全相对不重要的设备/服务则可以实施较为宽松的质量管理，并相应减少资源投入，从而在确保核安全的同时，将核电站的建设投资控制在合理的范围，在实现核安全目标的同时事项经济高效。
2 分级原则核电站分级原则是：分级方法必须体现出不同设备对核电厂实现安全、稳定、高效运行目的的相对重要性。
具体分级时，应考虑的因素有：——对可用率的影响程度；——设计和制造的复杂性；——设计和制造的技术成熟度；——对周围人身和设备安全的影响程度。
3 分级方法的细则应制定类似IAEA技术报告NO328（HAF.J0045）中推荐的量化评分方法。
例如：对可用率的影响程度、应列明什么情况下影响大、什么情况下影响小，分值多少，另外，各个考虑的权重是多少等。
具体步骤为：（1）确定分级时应考虑的因素。
各因素所占的权重如表1所示；（2）确定每个考虑因素中各种情况下的分值（见表2）；（3）按上述方法计算出各设备的最后得分，按表3划分质量保证等级。
上述分级必须针对设备的不同阶段分别进行，因为同一设备在不同阶段（如设计、制造、安装、调试等）的复杂行和成熟度都可以不同，最终的质量保证分级也可以不同。
另外，质量保证分级应落实到设备的哪一级部件，但对大型设备可以列出其主要部件的质量保证分级，而对小型设备则只需对设备进行分级而没有必要对其部件再细分。
4 制定各质量保证级别对应的质量管理规范4.1质量管理规范的内容至少应包括两方面的内容：（1）承包商内部质量管理要求，如质量管理体系应符合的标准（如必须实施ISO9000、或HAF003标准），应编制的项目管理程序，质量控制文件（如质量计划）；（2）对承包商进行质保监查的权利，在承包商作业过程中设置控制点并实施验证的权力，承包商向业主提交文件和记录，业主发布停工令的权利等。
核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则(EJ T 9391995)
F 49EJ/T 939—1995核燃料后处理厂建（构）筑物、系统和部件的分级准则1995-07-05发布1995-11-01实施中国核工业总公司发布附加说明：本标准由中国核工业总公司科技局提出。
本标准由核工业第二研究设计院负责起草。
本主要起草人：李守成、易著贵、李光鸿、林懋贞、杨鑫荣。
1主题内容与适用范围本标准规定了核燃料后处理厂（简称后处理厂）建（构）筑物、系统和部件的安全分级方法以及安全分级、抗震分类、质量保证分级的准则及其设计要求。
本标准适用于后处理厂及其附属的乏燃料湿法贮存及各类放射性废物管理设施的设计、采购、制造、建造、安装、检验、调试和运行。
2引用标准GBJ 11 建筑抗震设计规范GB/T 19000 质量管理和质量保证标准——选择和使用指南GB/T 19001 质量体系——设计/开发、生产、安装和服务的质量保证模式GB/T 19002 质量体系——生产和安装的质量保证模式GB/T 19003 质量体系——最终检验和试验的质量保证模式HAF 0101 核电厂厂址选择中的地震问题HAF 0102 核电厂的地震分析及试验HAF 0201 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HAF 0400 核电厂质量保证安全规定EJ 313 压水堆核电厂系统部件安全等级的划分EJ 877 核燃料后处理厂安全设计准则3 术语3.1物项包括建（构）筑物、系统、部件、零件或材料的概括性术语。
3.2 运行安全地震动（简称SL1）运行安全地震动是在分析后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为2×10-3的地震动值所确定的一种地震，其加速度峰值不得小于对应于极限安全地震动的一半。
当发生这种地震时，与核安全有关的设施应能继续运行并维持其核安全功能。
3.3 极限安全地震动（简称SL2）极限安全地震动是在考虑后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为10-4的地震动值所确定的最大地震。
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
1 引言 我国 2代改进型压水堆核电厂的物项分
级体系已经基本确立, 并大致实现了标准化, 该体系包括安 全分级、抗震分 类、规范分 级 和质量保证分级等, 这已为相关人员所熟悉。 对于非能动 3代压水堆核电厂, 其依托项 目 AP1000的物项分级与我国 2代改进型机组的 分级在形式上有些差别, 其中的一个主要 差 别是: AP1000使用了划分质量等级这一分级 方法, 即质量 A 级、 B级、 C级、 D级。比如 反应堆冷却剂压力边界主要部件为质量 A 级 ( 简称 A 级 ), 蒸汽发生器二次侧为质量 B 级 ( 简称 B级 ) 。
% 研究与探讨 ∃ 2010年 ∃ 第 3期
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
王继东
(核工业标准化研究所 )
引述了美国法规、导则中的关于划分质 量组要求, 介绍了划分质量组讨论了质 量组的划分与我国相关法规、标准的相容性。
在联邦法规 10 CFR 50 55 a 规范和标 准 一节中, 以及 10 CFR 50附 录 A 核电 厂总设计准则 的准则 1 质量标准和记录 中都有这样的规定: 安全上重要的构筑物、 系统和部件的设 计、制造、安装、试验必须 符合与其所承 担安全功能重要程度相适应的 质量标准 [ 1] 。要执行联邦法规的这一规定, 必须在至少三个方面加以实施: ! 识别出哪 些构筑物、系 统 和部 件在 安全 上是 重要 的, 即界定安全重要物项的范围; ∀ 区分所承担 安全功能的重要程度, 即对 安全重要物项进 行等级划分, 比如确 定所属的质量组; # 针 对不同的质 量组, 明 确采 用什 么样 的设 计、 制造、安装、试 验标准, 以 保证达 到相应的 质量水平。
核电厂构筑物、系统和部件老化管理方法概述
核电厂构筑物、系统和部件老化管理方法概述随着核电站的运行时间的增长，核电站的构筑物、系统和部件的老化问题已逐渐成为一个重要的管理问题。
为了保障核电站的安全运行，需要采取一系列的老化管理措施。
首先，核电站需要对构筑物、系统和部件进行定期检测和评估，及时发现老化问题。
对于已经出现老化问题的构筑物、系统和部件，需要进行及时维修或更换。
其次，需要根据核电站的不同情况，制定相应的老化管理计划和技术规范，确保老化管理工作的有效开展。
此外，还需要加强人员培训和技术交流，提高核电站的老化管理水平。
总之，核电站的构筑物、系统和部件的老化管理是一个复杂的工程，需要综合运用各种技术手段和管理方法，才能在保障核电站安全运行的同时，延长核电站的寿命。
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（2/7）
2.2 抗震分类 AP1000核电厂SSC划分为： 抗震I类（C-I） 抗震II类（C-II） 抗震III类（C-III） 非抗震类（NS）
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（3/7）
（1）抗震I（C-I） 与R.G 1.29中所阐述的定义是相一致的 抗震I类适用于是与安全相关的SSC，也适用于要求用来
1 AP1000核电厂SSC分级目的与特点（1/2）
分级目的 △ 核电厂SSC’s分级的目的是为了提供识别SSC与安全
有 关和抗震等不同要求的鉴别方法 △ SSC’s分级便于提供识别与ANS核安全分级、NRC质量
分 组、抗震分类、ASME规范第III卷等级以及其它适用 的工业标准等方面有关的详细信息
其 主要目的是： 对于非安全相关的SSC划分为多种级别是为了与不 同的工业标准相对应 对同一种SSC或不同部分可以执行不同功能可被划 分为不同级别加以区别
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（1/7）
2.1 遵循法规、规范和标准 10 CFR 50 ，附录A《设计总则（GDC）》准则2《防自然
注：R.G 1.26、ANSI 18.2和ANS 51.1不适用AP1000的非能动安全系统
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（2/27）
3.2 术语定义
安全相关（Safety-Related）是一种适用于在设计基准事件
期间或在其后提供与安全有关功能的物项，同时适用于影响 安全相关物项的文件和使用
持结构完整性外，还应保持其应有的安全功能。 抗震I类构筑物要防止与邻近的非抗震类构筑物的相互作
用。 抗震I类SSC满足10CFR附录B的质量保证要求。
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（5/7）
2.3 定义
（2）抗震II类（C-II）
抗震II类适用于执行非安全相关有关功能，以及不要求持续 该功能的SSC。位于安全相关SSC附近时，当在SSE期间失效 或相互作用可能导致安全相关SSC的功能失效，则指定为抗震 II类
1975 ANS 51.1《固定式压水反应堆电站设计的核安全准则》，1983 R.G 1.97《用于轻水冷却核电厂在事故期间和事故后对电厂和
环境状态的仪表评估》 APP-GW-G1-010(R1),AP1000 Nuclear Safety Classification
and Seismic Requirement Methodology, WEC,2008
AP1000核电厂构筑物、系统和部 件（SSC）的分级（讲座稿）
主讲：姚伟达 上海核工程研究设计院
2009年9月
目录
1 AP1000核电厂构筑物、系统和部件（SSC）分级目的与特点 2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类 3 AP1000核电厂SSC’s安全分级 4 AP1000核电厂SSC’s检查要求 5 各法规、规范和标准之间比较 6 NRC审查结论 附录A AP1000抗震设计中相互作用的防护设计要点 附录B AP1000核电厂SSC’s安全分级举例
支承或防护安全相关的SSC的那些SSC 与安全相关的物项必须提供下列功能：
△ 反应堆冷却剂压力边界的完整性； △ 具有关闭反应堆并保持安全停堆的能力； △ 阻碍或减轻事故的后果，能引起可能的厂外辐射
不超过10CFR100规定的限值。
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（4/7）
2.3 定义 （1）抗震I类（C-I） 抗震I类SSC被设计成能承受SSE地震载荷期间或之后—保
抗震II类适用于—设计成在SSE地震下防止SSC’s倒塌、跌 落或摇动
在SSE期间抗震II类构筑物失效防止与抗震I类物项的相互作 用—减轻某个安全相关的SSC’s功能形成不可接受的水平， 或者可能造成主控室人员不能承受的伤害
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（6/7）
2.3 定义 （2）抗震II类（C-II） 抗震II类SSC保证在SSE地震不会引起不可接受的构筑物
3 AP1000核电厂SSC’s安全分级（1/27）
3.1 遵循规范、规范和标准 10 CFR 50.55a《用于核电厂的规范和标准》 10 CFR 50 附录B《核电厂与燃料后处理厂的质量保证准则》 10 CFR 21《缺陷与不符合项的报告》 R.G 1.26《质量分组与标准》 ANSI N18.2《标准型压水反应堆电厂设计的核安全准则》，
2.3 定义 （3）抗震III类（C-III） 适用于非安全相关建筑构筑物的周围防护。遵照常规建筑
规范段规定的抗震设计要求 如核电厂放射性废料贮存SSC，汽轮机厂房等 （4）非抗震类（NS） 指不属于抗震I、II、III类之外，并且是非安全相关的
SSC SSC’s锚固的设计应与常规规范的抗震要求相一致
△ 主要讲述AP1000核电厂SSC’s的抗震分类和安全分级 的 分类方法，以及它们对应的规范、标准
1 AP1000核电厂SSC分级目的与特点（2/2）
特点 △ AP1000核电厂SSC’s抗震设计主要特点—取消OBE地 震，只将SSE作为单一的设计基准地震，因此SSC’s
抗 震分类与过 去有一定差异 △ AP1000核电SSC’s安全分级比过去划分更为细致，
失效或者与抗震I类SSC’s相互作用。如果抗震II类流体 系统位于敏感设备附近，则要求其适当程度的压力边界 完整性 抗震II类仅适用于SSC’s的一部分，对设备具体要求仅 是它的支承能承受SSE地震 如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC等
2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（7/7）
现象的设计基准》 10 CFR 100.23《地质和地震的场地准则》（AP1000不用
10 CFR 100附录A《地震和地质的场地准则》 ） R.G 1.29《抗震设计分类》 AP1000核电厂DCD—3.2《构筑物、系统和部件分级》 APP-GW-G1-003，Seismic Design Criteria，WEC，2002