核电站仪控设计管理标准和规范(学习).pptx

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1、20112011年年6 6月月4/17/20221核电站标准体系国家核安全法规和导则IAEA安全标准法国RCC系列标准美国核安全法规和导则IEC标准IEEE标准标准应用相关的介绍4/17/20222 第一层次：法律、法规和导则第一层次：法律、法规和导则 国家核安全局颁布的核安全法规、导则（HAF/HAD）； 国际法规和导则：IAEA安全标准系列 美国核安全法规（10FCR/NCR/RG） 第二层次：标准第二层次：标准国际标准组织颁布的规范和标准（如IEC、ISO）；美国标准（如ASME、IEEE）； 法国标准（如RCC 系列） 第三层次：设计规范第三层次：设计规范 PLX10020811FSF

2、L03GNPRINCIPLE FOR SEPARATION OF ELECTRICAL COMPONENTS PLX10020814FSFL03GNCABLING RULES FOR NUCLEAR ISLAND4/17/20223法律法律 中华人民共和国环境保护法（1989.12） 中华人民共和国放射性污染防治法（2003.06） 中华人民共和国环境影响评价法（2002.10）法规（法规（HAF） HAF 001-2007 民用核安全设备监督管理条例 HAF 002-1993 核电厂核事故应急管理条例 HAF 003-1991 核电厂质量保证安全规定 HAF 101-1991 核电厂厂址选择

3、安全规定 HAF 102-2004 核电厂设计安全规定 HAF 103-2004 核动力厂运行安全规定 HAF 301-1993 民用核燃料循环设施安全规定 HAF 401-1997 放射性废物安全监督管理规定 HAF 501-1987 中华人民共和国核材料管理条例 HAF 601-2007 民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定4/17/20224 HAF 602-2007 民用核安全设备无损检验人员资格管理规定 HAF 603-2007 民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定 HAF 604-2007 进口民用核安全设备监督管理规定导则（导则（HAD） HAD 002/01-1

4、989 核动力营运单位的应急准备 HAD 003/01-10 核电厂质量保证系列导则 HAD 101/01-12 核电厂厂址选择系列导则 HAD 102/01-17 核电厂设计系列导则 HAD 103/01-11 核电厂运行系列导则 HAD 301/02-1998 乏燃料贮存设施的设计 HAD 401/01-06 核电厂放射性废物系列导则 HAD 501/02-1998 核动力厂实物保护导则技术文件（技术文件（HAF J） HAF.J0053-1995 核设备抗震鉴定试验指南4/17/20225三个层次三个层次 安全基础（Safety Fundamentals） 安全要求（Safety Req

5、uirements） 安全导则（Safety Guides）五个领域五个领域 基本安全 General Safety (GS) - All committees 核安全 Nuclear Safety (NS) - NUSSC 辐射安全 Radiation Safety (RS) - RASSC 运输安全 Transport Safety (TS) - TRANSSC 放废安全 Waste Safety (WS) - WASSC4/17/202264/17/202274/17/20228安全基础（安全基础（Safety Fundamentals） SF-1: Fundamental Safety

6、 Principles 安全要求（安全要求（Safety Requirements） GSR Part 1: Governmental, Legal and Regulatory Framework for Safety (2010) GSR Part 2: Leadership and Management for Safety GSR Part 3: Radiation Protection and Safety of Radiation Sources GSR Part 4: Safety Assessment for Facilities and Activities (2009) G

7、SR Part 5: Predisposal Management of Radioactive Waste (2009) GSR Part 6: Decommissioning and Termination of Activities GSR Part 7: Emergency Preparedness and Response 4/17/20229安全要求（安全要求（Safety Requirements） IAEA-GS-R-1-法律和政府的基础结构 IAEA-GS-R-2-核或放射紧急情况的应急准备与响应 IAEA-GS-R-3 设施和活动的管理体系 （QA） IAEA-NS-R-1

8、-核动力厂安全-设计 IAEA-NS-R-2-核动力厂安全-运行 IAEA-NS-R-3-核装置的厂址评价 IAEA-NS-R-4-研究堆安全 IAEA-NS-R-5-Safety of Nuclear Fuel Cycle Facilities4/17/202210安全导则（安全导则（Safety Guides） IAEA-NS-G-1.1-1.12 核动力厂设计 IAEA-NS-G-2.1-2.15 核动力厂运行 IAEA-NS-G-3.1-3.6 核装置的厂址评价 IAEA-GS- G- 3.1 设施和活动的管理体系应用(QA)安全报告系列（安全报告系列（Safety Reports）

9、IAEA技术报告N.384：Verification and Validation of Software Related to Nuclear Power Plant Instrumentation and Control IAEA技术报告N.387： Modern Instrumentation and Control for Nuclear Power Planter Plants 4/17/202211法规内容法规内容HAF/HADIAEA核电厂质量保证安全规定HAF 003IAEA-GS-R-3核电厂厂址选择安全规定HAF 101IAEA-NS-R-3核电厂设计安全规定HAF 102

10、IAEA-NS-R-1核动力厂运行安全规定HAF 103IAEA-NS-R-2核电厂质量保证系列导则HAD 003/01-10IAEA-GS- G- 3.1 核电厂设计系列导则HAD 102/01-17IAEA-NS-G-1.1-1.12 HAF/HAD法规体系基本按照IAEA的安全标准构建； HAF/HAD法规内容主要参考了IAEA的相应安全标准； HAF/HAD法规更新严重滞后于IAEA的安全标准，通常IAEA升版之后，HAF/HAD法规需要45年后才能升版，有些甚至更长。比如HAF003，目前还只是1991版，也就是IAEA对应的80年代的标准，IAEA早就发行了1996版和2006版。

11、4/17/202212 RCC-C (Rev.1998) 压水堆核电厂燃料组件的设计压水堆核电厂燃料组件的设计和建造规则和建造规则 RCC-E (Rev.1993+2002) 压水堆核电厂电气设备的压水堆核电厂电气设备的设计和建造规则设计和建造规则 RCC-G (Rev.1993) 90万千瓦压水堆核电厂土建的万千瓦压水堆核电厂土建的设计和建造规则设计和建造规则 RCC-I (Rev.1997) 压水堆核电厂防火设计和建造压水堆核电厂防火设计和建造规则规则 RCC-M (Rev.2000+2002 补遗补遗) 压水堆核电厂核岛压水堆核电厂核岛机械设备的设计和建造规则机械设备的设计和建造规则 R

12、CC-P (Rev.1991+1995 修订修订) 90万千瓦压水堆核电万千瓦压水堆核电厂系统设计和建造规则厂系统设计和建造规则 4/17/2022134/17/202214原子能法（第一层次）原子能法（第一层次）美国国会参众两院于1954年批准并公布联邦法规（第二层次）联邦法规（第二层次）美国核管理委员会 （NRC）发布，第10部分是“能源” 。 10 CFR PT20-2003 辐射防护标准 10 CFR PT50-2003 生产和公用设施国内许可证的颁发 ； 10 CFR PT50-2003 附录A 核电站总的设计准则 10 CFR PT100-2003 反应堆选址准则美国核管理委员会的

13、管理导则（第三层次）美国核管理委员会的管理导则（第三层次） 美国核管理委员会制定了一整套的管理导则（R.G）它提供了符合法规要求的指导和可行的解决办法。涉及核电厂的内容编为第一部分，即R.G.1。4/17/202215美国核管理委员会的管理导则（第三层次）美国核管理委员会的管理导则（第三层次） RG 1.6-1971 核电厂冗余系统之间的独立性 RG 1.8-2000 核电厂人员的资格鉴定和培训 RG 1.28-1985 设计与建造的质量保证大纲要求 RG 1.29-1978 抗震设计分级 RG 1.30-1972 仪表和电气设备的安装、检查和试验的质保要求 RG 1.53-2003 单一故障

14、准则在核电厂保护系统中的应用 RG 1.64-1987 核电厂设计质量保证要求 RG 1.100-1988 核电厂电气和机械设备抗震鉴定 美国核管理委员会的技术文件（第四层次）美国核管理委员会的技术文件（第四层次） NUREG文件：核管会反应堆管理局负责编制的技术文件； NUREG/CR文件：委托各种研究机构完成的技术文件。 美国核电标准和规范（第五层次）美国核电标准和规范（第五层次） 美国核电标准和规范是具体贯彻法规和导则的技术文件，如ASME、ANSI/ASN、ASTM、IEEE等。4/17/202216 IEC 60780-1998 NPP Electrical equipment of

15、 the safety system Qualification IEC 60880-2006 NPP Instrumentation and control systems important to safety - Software aspects for computer-based systems performing category A functions IEC 60964-2009 Nuclear Power Plants - Control rooms - design IEC 60987-2007 NPP Instrumentation and control import

16、ant to safety - Hardware design requirements for computer-based systems IEC 61226-2009 NPP Instrumentation and control important to safety Classification of instrumentation and control functions IEC 61227-2008 Nuclear power plants - Control rooms - Operator controls IEC 61513-2001 NPP Instrumentatio

17、n and control for systems important to safety - General requirements for systems IEC 62003-2009 NPP Instrumentation and control important to safety - Requirements for electromagnetic compatibility testing IEC 62138-2004 NPP Instrumentation and control important for safety - Software aspects for comp

18、uter-based systems performing category B or C functions IEC 62340-2007 NPP Instrumentation and control systems important to safety - Requirements for coping with common cause failure (CCF)4/17/202217IEC 61513 系统总体要求系统总体要求IEC 60987 硬件要求硬件要求IEC 60880 软件要求软件要求A类类IEC 62138 软件要求软件要求B、C类类IEC 61226 功能分级功能分

19、级IEC 60780 鉴定鉴定IEC 60980 抗震抗震4/17/202218 IEEE Std 308-1991 IEEE standard criteria for class 1E power systems for nuclear power generating stations IEEE Std 323-2003 核电站1E级设备的质量鉴定 IEEE Std 344-2004 IEEE Recommended Practice for Seismic Qualification of Class 1E Equipment for Nuclear Power Generating

20、Stations IEEE Std 382-2006 IEEE Standard for Qualification of Safety-Related Actuators for Nuclear Power Generating Stations IEEE Std 384-2008 IEEE Standard Criteria for Independence of Class 1E Equipment and Circuits IEEE Std 572-2006 IEEE Standard for Qualification of Class 1E Connection Assemblie

21、s for Nuclear Power Generating Stations IEEE Std 741-1990 IEEE Standard Criteria for the Protection of Class 1E Power Systems and Equipment in Nuclear Power Generating Stations IEEE Std 1008-1987 IEEE Standard for Software Unit Testing IEEE Std 1058-1998 IEEE Standard for Software Project Management

22、 Plans IEEE Std 1208-1997 Standard for Software Reviews IEEE Std Computer Society Document4/17/202219 RCCEl RCC-E的标准质量鉴定程序对验证正常情况下1E级设备的功能作出了一般规定，鉴定要按照每类设备的特定的鉴定程序来完成，这些特定的鉴定程序属于EDF的专有文件，这导致仅按照RCC-E是难以进行1E级设备鉴定的。要想按照RCC-E进行国产设备的1E级鉴定，必须购买EDF的各类设备的专用质量鉴定程序。 国标l EJT 1197-2007 核电厂安全级电气设备质量鉴定试验方法现环境条件l

23、EJT 820-1994 核电厂安全系统电气物项质量鉴定加速老化试验程序的规定和选择l GBT 12727-2002 核电厂安全系统电气设备质量鉴定l GBT 13625-1992 核电厂安全系统电气设备抗震鉴定l HAF J0053-1995 核电设备抗震鉴定试验指南 IECl IEC 60780-1998 NPP Electrical equipment of the safety system Qualification4/17/2022204/17/202221数字化核级系统软件方面遵守的标准总则：数字化核级系统软件方面遵守的标准总则： 全面要求全面要求 HAD 102/16-2004

24、 核动力厂基于计算机的安全重要系统软件核动力厂基于计算机的安全重要系统软件 IEEE Std 7-4.3.2-2003 Criteria for Digital Computers in Safety Systems of Nuclear Power Generation Stations 软件开发软件开发 IEC 60880 -2006 Software for computers in the safety systems of nuclear power stations (EJ/T 1058-98) 软件质保软件质保 IEEE std 730 IEEE Standard for Sof

25、tware Quality Assurance plans 软件软件V&V IEEE std1012 -2002 IEEE Standard for Software Verification and Validation 4/17/2022224/17/202223 IEC 61226-2009 核电厂.对安全重要的仪表和控制.仪表和控制功能的分类 GBT 15474-1995 核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级 IAEA-NS-G-1.3-核动力厂安全重要仪表控制系统 RCCE 1993安全分级安全分级/分类分类IAEA安全重要系统安全重要系统非安全重要系统非安全重要系统安全系统安全

26、系统安全相关系统安全相关系统RCCE1ENC中中 国国1E（安全）级（安全）级SR（安全有关）（安全有关）级级NS（非安全重要）（非安全重要）级级IEC 61226A类类B类类C类类无类别无类别4/17/202224 核电厂质量保证安全规定（HAF003 1991），HAD003共10个导则。 IAEA核电厂和其它核设施的 质量 保证 (50-C/SG-Q) 1996 （旧） IAEA对于核设施和 活动 的管理 体系 (GS-R-3) 2006 （新） ISO9000:1994 （旧） ISO9001:2000 （新） RCCE 1993 A5000 （引用IAEA-50-C-QA-1978）

27、4/17/2022254/17/202226标准体系为数众多：HAF、IAEA、RCCP/E、10CFR、IEC、IEEE、GB 必须遵守的（必选）：HAF/HAD/GB 原设计遵循的标准（必选）：RCCP/RCCE 行业广泛认可的标准（可选）：IAEA/IEC/IEEE 其他标准（可列为参考）4/17/202227RCCE 1993? 2002? 2005?. 原则：IAEA-NS-R-1-2005 核动力厂安全设计 ：3.6. 只要可能，安全重要构筑物、系统和部件就必须按照经批准的最新标准或当前适用标准设计； 适用原则：核电站设计初期确定适用的标准版本，并不一定是最新版的。 最新原则：HA

28、F/HAD/GB标准升版并明确了开始施行的时间。例如：HAF604（自2008年1月1日起施行）4/17/202228完全等效：完全等效： GB/T13629-2008核电厂安全系统中数字计算机的适用准则本标准等效采用IEEE Std 7-4.3.2-2003 技术内容等同，只是将IEEE Std 7-4.3.2中引用的标准改为相应的我国标准。 HAD 102-16 核电厂基于计算机的安全重要系统软件 和 IAEA-NS-G-1.1-核动力厂基于计算机的安全重要系统的软件有差异的等效：有差异的等效： RCC-E对K1类设备事故辐照老化试验的要求l 剂量率10.5kGy/h IEEE383-1974对K1类设备事故辐照老化试验的要求l 剂量率 10kGy/h等效原则：不低于适用的标准要求4/17/202229