1-核电厂系统与部件的核安全分级.ppt

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1、核电厂系统与部件的核安全分级核电厂系统与部件的核安全分级 12/20/20221核电厂系统和部件的核安全分级第第1节节 总论总论 1.1 目的目的 压压水水堆堆核核电电站站设设计计中中采采用用了了纵纵深深防防御御的的原原则则。从从安安全全角角度度讲讲，对对一一个个核核电电站站应应考考虑以下两个主要问题：虑以下两个主要问题：(1)它构成了一个辐射源；它构成了一个辐射源；(2)它它通通常常产产生生是是可可控控的的放放射射性性释释放放；在在特特殊殊情情况况下下，如如在在偶偶发发事事件件或或事事故故下下，会会造成不可控释放。造成不可控释放。12/20/20222核电厂系统和部件的核安全分级 从从这这个

2、个观观点点出出发发，核核电电站站的的安安全全根根据据纵深防御原则应包括如下三个层次，即：纵深防御原则应包括如下三个层次，即：第第一一层层，电电站站的的设设计计与与建建造造质质量量要要保保证证在在正正常常运运行行和和正正常常瞬瞬态态运运行行工工况况下下电电站站不发生破坏。不发生破坏。第第二二层层，安安全全系系统统的的设设计计要要尽尽可可能能减减少非正常瞬态工况或设备故障的影响。少非正常瞬态工况或设备故障的影响。第第三三层层，工工程程安安全全设设施施的的设设计计要要尽尽可可能能减减少少能能导导致致放放射射性性产产物物泄泄漏漏的的假假想想事事故故的影响。的影响。第第1节节 总论总论 1.1 目的目的

3、12/20/20223核电厂系统和部件的核安全分级 前前两两个个层层次次是是事事故故的的预预防防，后后一一层层次次是事故的防护。是事故的防护。核核电电站站的的安安全全实实际际上上是是通通过过组组成成其其系系统、设备和部件的安全性来实现的。统、设备和部件的安全性来实现的。从从安安全全上上来来看看，组组成成核核电电站站的的各各个个系系统统、设设备备和和部部件件对对安安全全的的重重要要程程度度是是不不完完全全相相同同的的。为为此此，必必需需根根据据它它们们所所执执行行的的安安全全功功能能，对对这这些些系系统统、设设备备和和部部件件进进行行分分级级，并并对对不不同同等等级级的的设设备备和和部部件件规规

4、定定出出在在设设计计、制造、材料检验等方面的不同要求。制造、材料检验等方面的不同要求。第第1节节 总论总论 1.1 目的目的12/20/20224核电厂系统和部件的核安全分级 核电厂设计安全规定核电厂设计安全规定在设计总准则在设计总准则一章中针对核电厂的设计提出了一章中针对核电厂的设计提出了“必须明必须明确规定构筑物、系统和部件的全部安全功确规定构筑物、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能。构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。重要性进行分级。”为了便于履行这一要为了便于履行这一要求，安全导则求，安全导则用于沸水堆、压水堆和压用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆

5、的安全功能和部件分级力管式反应堆的安全功能和部件分级对对核电厂安全功能和部件的安全等级划分提核电厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导。出了具体指导。第第1节节 总论总论 1.2 范围范围12/20/20225核电厂系统和部件的核安全分级 该导则推荐了安全功能和物项分级的方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解为多种安全功能条目(如如k、d、c、等共等共20个条目个条目)，然后再把这些条目组合成若干个，然后再把这些条目组合成若干个等级。该导则在其附件等级。该导则在其附件A中把流体包容部件中把流体

6、包容部件分成了安全分成了安全1、2、3、4四个等级，若再加上四个等级，若再加上四级以外的物项，则共有五个等级。但一般四级以外的物项，则共有五个等级。但一般世界各国世界各国(如法、美如法、美)是把流体包容部件是把流体包容部件(或或称核承压设备称核承压设备)分为分为3个安全等级个安全等级(即安全即安全1级、级、安全安全2级、安全级、安全3级级)和非安全级和非安全级(常规设备常规设备)。第第1节节 总论总论 1.2 范围范围12/20/20226核电厂系统和部件的核安全分级 建建立立或或制制定定设设备备分分级级的的目目的的是是为为了了对对那那些些核核电电站站安安全全起起作作用用的的系系统统和和设设备

7、备的的可可靠性和可利用率提供足够的保证。靠性和可利用率提供足够的保证。设设备备的的等等级级是是根根据据设设备备所所履履行行的的安安全全功功能能决决定定的的，合合适适的的设设备备等等级级应应保保证证：设设备备的的质质量量与与设设备备在在安安全全中中所所起起的的作作用用相相适适应。应。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/20227核电厂系统和部件的核安全分级 核核电电站站的的安安全全主主要要取取决决于于那那些些保保证证执执行行下下列列安安全全功功能能的的设设备备的的可可靠靠性性。这这些些安安全全功能是：功能是：(1)反反应应堆堆紧紧急急停停堆堆和和维

8、维持持反反应应堆堆在在安全停堆状态；安全停堆状态；(2)堆堆芯芯和和安安全全壳壳厂厂房房的的冷冷却却(包包括括中中期和长期冷却期和长期冷却)；放射性物质的封存和限制向环境的排放射性物质的封存和限制向环境的排放并控制在规定的限值之内。放并控制在规定的限值之内。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/20228核电厂系统和部件的核安全分级 所谓设备的安全分级，就是从核电厂或所谓设备的安全分级，就是从核电厂或核设施的设备中找出履行上述安全功能的设核设施的设备中找出履行上述安全功能的设备，即所谓备，即所谓“与安全有关与安全有关”或或“对安全是重对安全是重要要

9、”的设备，并按其执行安全功能的重要性，的设备，并按其执行安全功能的重要性，分为不同的等级，这就是分为不同的等级，这就是“设备分级设备分级”。其。其次应证实这些设备在系统要求的任何可能的次应证实这些设备在系统要求的任何可能的工况下都能可靠地执行其安全功能，这就是工况下都能可靠地执行其安全功能，这就是所谓所谓“设备鉴定设备鉴定”。由于核电站的安全在很。由于核电站的安全在很大程度上取决于设备的可靠性，因此大程度上取决于设备的可靠性，因此“设备设备分级分级”和和“设备鉴定设备鉴定”对核电站的安全是很对核电站的安全是很重要的。重要的。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法

10、 12/20/20229核电厂系统和部件的核安全分级 正确的设备分级是在充分地了解核电正确的设备分级是在充分地了解核电站各系统功能的基础上作出的。在订出设站各系统功能的基础上作出的。在订出设备的安全等级的基础上，人们就可以规定备的安全等级的基础上，人们就可以规定它的设计和制造要求，抗地震要求以及质它的设计和制造要求，抗地震要求以及质量保证要求，即制定出设备的设计制造等量保证要求，即制定出设备的设计制造等级级(即规范等级即规范等级)、抗震等级和质量保证等、抗震等级和质量保证等级。这就是级。这就是“设备分级设备分级”的全过程。的全过程。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概

11、念和方法 12/20/202210核电厂系统和部件的核安全分级 在作出在作出“设备分级设备分级”之后，为了了解这些设之后，为了了解这些设备是否能在整个寿期及可能的任何工况备是否能在整个寿期及可能的任何工况(主要是事主要是事故工况故工况)下都能可靠地执行其安全功能，必须对设下都能可靠地执行其安全功能，必须对设备进行鉴定，鉴定可以用分析方法和试验方法或备进行鉴定，鉴定可以用分析方法和试验方法或这二者的结合。其过程是，首先确定哪些设备须这二者的结合。其过程是，首先确定哪些设备须要用鉴定，从中找出实际作鉴定的典型设备，然要用鉴定，从中找出实际作鉴定的典型设备，然后制定出鉴定的方法和程序以及鉴定验收标准

12、，后制定出鉴定的方法和程序以及鉴定验收标准，接着对设备进行鉴定试验或分析，最后对设备的接着对设备进行鉴定试验或分析，最后对设备的鉴定评价报告进行审查，以判定这些安全重要的鉴定评价报告进行审查，以判定这些安全重要的设备是否真正合格，即能够承受电站设备是否真正合格，即能够承受电站40年寿期并年寿期并承受最苛刻的环境条件和地震条件。承受最苛刻的环境条件和地震条件。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202211核电厂系统和部件的核安全分级 在核电站设计中，如果某些系统、设备在核电站设计中，如果某些系统、设备和建筑物对安全的作用比另一些系统、设备和建筑物

13、对安全的作用比另一些系统、设备和建筑物更大，那么这些系统的设备和建筑和建筑物更大，那么这些系统的设备和建筑物的分级级别就要越高。设计中可用两种方物的分级级别就要越高。设计中可用两种方法来确定与安全有关的系统、设备和建筑物法来确定与安全有关的系统、设备和建筑物的分级要求：确定论法和概率法。确定论法的分级要求：确定论法和概率法。确定论法常对那些安全有重要作用的，其损坏能导致常对那些安全有重要作用的，其损坏能导致严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物严重放射性释放事故的系统、设备和建筑物提出分级要求。提出分级要求。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/2

14、02212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备和建筑物的安全重要性的相对排序方面特别有用。特别有用。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202213核电厂系统和

15、部件的核安全分级1.3.1 确定论方法确定论方法 一一般般将将核核电电厂厂各各承承压压设设备备物物项项按按照照其其所所履履行行的的安安全全功功能能分分为为安安全全1级级，安安全全2级级，安全安全3级及非安全级。级及非安全级。安安全全1级级就就是是构构成成反反应应堆堆冷冷却却剂剂压压力力边边界界的的那那些些设设备备，其其失失效效会会引引起起失失水水事事故故的的物项；物项；第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202214核电厂系统和部件的核安全分级 安全安全2级是属于反应堆冷却剂压力边界级是属于反应堆冷却剂压力边界但不属于安全但不属于安全1级的那些小

16、设备，小管道级的那些小设备，小管道(具体定义是：其失效引起的反应堆冷却剂具体定义是：其失效引起的反应堆冷却剂流失不超过正常补水系统提供的补水量流失不超过正常补水系统提供的补水量)以以及用于防止预计运行事件导致事件工况，及用于防止预计运行事件导致事件工况，或发生事故可减轻事故工况后果的物项，或发生事故可减轻事故工况后果的物项，如专设工程安全设施。如专设工程安全设施。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202215核电厂系统和部件的核安全分级第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 安全安全3级是冷却安全级是冷却安全2级

17、设备，或对级设备，或对安全级设备运行起支持保证作用的物项安全级设备运行起支持保证作用的物项(冷却、润滑、密封等冷却、润滑、密封等)。如设备冷却水。如设备冷却水系统，重要厂用水系统等。系统，重要厂用水系统等。具体分级以法国标准压水堆核电厂具体分级以法国标准压水堆核电厂为例，如下列。从中可以看出安全分级为例，如下列。从中可以看出安全分级与安全功能条目之间的关系。与安全功能条目之间的关系。12/20/202216核电厂系统和部件的核安全分级安全安全级级设备举设备举例例压压水堆水堆1反反应应堆冷却堆冷却剂剂系系统统中的中的设备设备，包括：，包括：反反应应堆堆压压力容器、主管道和延伸至并包括第二个隔离力

18、容器、主管道和延伸至并包括第二个隔离阀阀的的连连接管接管线线，不包括名，不包括名义义管径管径10mm的支管的支管蒸汽蒸汽发发生器（一次生器（一次侧侧）泵泵稳压稳压器器2反反应应堆冷却堆冷却剂压剂压力力边边界界设备设备中除属于一中除属于一级级安全以外的安全以外的设备设备2安全注入系安全注入系统统和和应应急加硼系急加硼系统统安全壳安全壳喷喷淋系淋系统统2安全壳安全壳结结构和构和贯贯穿件穿件2注射硼酸以控制堆芯反注射硼酸以控制堆芯反应应性性变变化和控制反化和控制反应应堆冷却堆冷却剂剂系系统统水容量平衡的系水容量平衡的系统统2蒸汽蒸汽发发生器的二次生器的二次侧侧和延伸到并包括蒸汽管和延伸到并包括蒸汽管

19、线阀门线阀门的蒸汽管的蒸汽管线线2余余热导热导出系出系统统和安全壳内的和安全壳内的应应急和正常急和正常给给水系水系统统中延伸到并包括安全壳外的第一中延伸到并包括安全壳外的第一个隔离个隔离阀阀的的设备设备3二二级级、三、三级级安全安全级级系系统统的冷却系的冷却系统统和和废废燃料水池用的冷却系燃料水池用的冷却系统统3硼酸和化学添加硼酸和化学添加剂剂的制的制备备系系统统3安全壳外的安全壳外的辅辅助助给给水系水系统统3废废物物处处置系置系统统（内装待衰（内装待衰变变的大量放射性气体的的大量放射性气体的设备设备）3处处理（理（净净化和再生）反化和再生）反应应堆冷却堆冷却剂剂系系统统的系的系统统3一些重要

20、的通一些重要的通风风系系统统12/20/202217核电厂系统和部件的核安全分级1.3.2 概率法概率法 采采用用概概率率法法是是将将安安全全功功能能按按其其对对安安全全的的重重要作用排顺序，该法综合考虑以下三点：要作用排顺序，该法综合考虑以下三点：(1)该安全功能失效的后果该安全功能失效的后果(P1)；(2)要求执行该安全功能的几率要求执行该安全功能的几率(P2)；(3)在在需需要要时时，不不能能执执行行其其安安全全功功能能的的几率几率(P3)。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202218核电厂系统和部件的核安全分级 这这三三个个因因子子的

21、的乘乘积积必必须须低低于于允允许许水水平平(P=P1P2P3)，即即要要求求执执行行某某安安全全功功能能的的几几率率，在在需需要要时时不不能能执执行行安安全全功功能能 的的几几率率以以及及该该安安全全功功能能失失效效的的后后果果三三者者的的乘乘积积应应在在允允许的限度内。许的限度内。当分析表明这一乘积过大时，应从设计当分析表明这一乘积过大时，应从设计和和(或或)管理上采取减小它的措施，可供采取管理上采取减小它的措施，可供采取的措施很多，如在废液处理系统中，为了尽的措施很多，如在废液处理系统中，为了尽量减少贮槽损坏时放射性释放的后果，可将量减少贮槽损坏时放射性释放的后果，可将放射性废液贮存在若干

22、个小贮槽内，而不是放射性废液贮存在若干个小贮槽内，而不是内贮存在一个大贮槽内。内贮存在一个大贮槽内。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202219核电厂系统和部件的核安全分级 通常还采用其它各种方法，如：多重通常还采用其它各种方法，如：多重性、多样性、厂区布置、采用经过考验的性、多样性、厂区布置、采用经过考验的设备、在役检查以及采用合适的规范和标设备、在役检查以及采用合适的规范和标准等。所需的结构完整性由设计来确定，准等。所需的结构完整性由设计来确定，即包括诸如结构设计、质量保证、制造以即包括诸如结构设计、质量保证、制造以及水压试验、役前检查等

23、方面。及水压试验、役前检查等方面。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202220核电厂系统和部件的核安全分级 为为某某一一设设备备确确定定的的设设计计要要求求直直接接会会影影响响到到该该设设备备失失效效的的几几率率，即即设设计计要要求求愈愈严严格格，该该设设备备在在需需要要时时不不能能执执行行其其功功能能的的几几率率就就愈愈小小。因因此此，安安全全等等级级越越高高，其其设设计计要要求求也也要要求求高高；安安全全等等级级越越低低，设设计计的的要要求求也也较低。较低。压水堆核电厂的设备分级如下述已很压水堆核电厂的设备分级如下述已很规范化了，用确定论

24、方法可确定。而新堆、规范化了，用确定论方法可确定。而新堆、研究堆，其分级有很大的不确定性，则可研究堆，其分级有很大的不确定性，则可采用概率法最终确定。采用概率法最终确定。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202221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安全等级以外的其他级别 核核电电厂厂物物项项除除有有其其安安全全等等级级以以外外，还还有有以以下下3个级别，即抗震类别、规范等级和质保等级。个级别，即抗震类别、规范等级和质保等级。(1)抗震类别抗震类别 应根据物项所执行的安全功能和发生地震时对应根据物项所执行的安全功能和

25、发生地震时对物项的特殊要求，按照物项的特殊要求，按照HAF0215(1)确定物项的抗确定物项的抗震类别。如抗震震类别。如抗震 类要求承受类要求承受OBE、SSE载荷，抗载荷，抗震震 类仅要求承受类仅要求承受OBE载荷。载荷。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202222核电厂系统和部件的核安全分级(2)规范等级规范等级 所谓规范等级，是指为满足不同安全所谓规范等级，是指为满足不同安全等级的要求，采用何种设计建造规范等级的要求，采用何种设计建造规范(标准标准)。如。如ASMENB、NC、ND等。在确定等。在确定规范等级及相应的设计建造要求时，首先

26、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要考虑安全等级，其次还要考虑物项的载荷条件荷条件(压力、温度、载荷循环情况等压力、温度、载荷循环情况等)，根据根据GB/T16702和和GB/T17569确定。确定。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202223核电厂系统和部件的核安全分级(3)质量保证等级质量保证等级 物物项项的的质质量量保保证证等等级级的的划划分分可可以以有有两两种种办办法法。第第一一种种办办法法以以物物项项定定位位，即即一一个个物物项项唯唯一一地地赋赋予予一一个个等等级级。第第二二种种办办法法以以物物

27、项项和和活活动动领领域域(设设计计、采采购购、制制造造、建建造造、运运行行和和管管理理)两两者者定定位位，这这种种办办法法可可能能使使同同一一物物项项在在不不同同的的活活动动阶阶段段有有不不同同的的质量保证等级。质量保证等级。质量保证等级的高低首先要依据安全等级，质量保证等级的高低首先要依据安全等级，其次还要考虑物项的设计建造经验，工艺成熟性、其次还要考虑物项的设计建造经验，工艺成熟性、运动部件多寡、供货史、标准化程度等多种因素。运动部件多寡、供货史、标准化程度等多种因素。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202224核电厂系统和部件的核安全分

28、级(4)分级对象的确定分级对象的确定 在在分分级级时时，“物物项项”必必须须具具体体化化。一一个个系系统统或或一一件件设设备备可可以以由由不不同同安安全全等等级级的的若若干干部部件件所所组组成成。所所以以在在实实施施分分级级时时，必必须须确确定定出出能能够够赋赋予予单单一一等等级级的的最最小小单单元元，以以该该最最小小单单元作为分级的具体对象，最小单元可能是：元作为分级的具体对象，最小单元可能是：一个系统或系统中一个区段，如压缩一个系统或系统中一个区段，如压缩空气系统中，支持安全功能的应急压缩空气空气系统中，支持安全功能的应急压缩空气系统为安全系统为安全3级，其余系统为非安全级；级，其余系统为

29、非安全级；第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202225核电厂系统和部件的核安全分级 一一个个组组件件，如如燃燃料料组组件件(安安全全级级)；一一件件设设备备，如如柴柴油油发发电电机机(安安全全级级)，一一件件设设备备的的某某一一部部件件，如如反反应应堆堆冷冷却却剂剂泵泵的的泵泵壳壳(安安全全1级级)；泵泵电电机机（非非安安全级）。全级）。一件设备的某一个或某一类零件，一件设备的某一个或某一类零件，如反应堆冷却剂泵的飞轮如反应堆冷却剂泵的飞轮(安全安全3级级)；反应；反应堆冷却剂泵的支承件堆冷却剂泵的支承件(安全安全1级级)。第第1节节 总论总

30、论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202226核电厂系统和部件的核安全分级 设设计计单单位位必必须须按按系系统统设设备备把把安安全全级级物物项项及及其其级级别别(类类别别)列列在在物物项项分分级级清清单单中中。当当笼笼统统地地说说某某件件复复杂杂设设备备是是某某安安全全等等级级时时，是是指指该该设设备备有有代代表表性性的的安安全全等等级级。比比如如反反应应堆堆冷冷却却剂剂泵泵虽虽然然包包含含着着安安全全1、2、3等等多多个个等等级级的部件，但有时候也说它是安全的部件，但有时候也说它是安全1级泵。级泵。(5)接口装置的安全等级接口装置的安全等级 不同安全等级的物项

31、之间的连接应使用不同安全等级的物项之间的连接应使用接口装置接口装置(如阀门、孔板等如阀门、孔板等)。接口装置的安。接口装置的安全等级应是所连接的两个部件的安全等级的全等级应是所连接的两个部件的安全等级的较高者。较高者。第第1节节 总论总论 1.3 设备分级的概念和方法设备分级的概念和方法 12/20/202227核电厂系统和部件的核安全分级2.1.1 承压机械设备承压机械设备 承承压压机机械械设设备备是是指指核核电电厂厂工工艺艺系系统统或或安安全全系系统统中中用用于于包包容容流流体体的的各各种种容容器器、贮贮罐罐、管管道道、管管道道附附件件、热热交交换换器器、泵泵、阀阀门门等等物项。物项。对对

32、于于承承压压机机械械设设备备，安安全全级级又又分分为为安安全全1级级、安安全全2级级和和安安全全3级级；非非安安全全级级当当中中又又可分出可分出NNS(S)类。类。承压机械设备主支承件的安全等级与承压机械设备主支承件的安全等级与被支承设备相同。被支承设备相同。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.1 安全分级安全分级 12/20/202228核电厂系统和部件的核安全分级2.1.1.1 安全安全1级级 安安全全1级级适适用用于于构构成成反反应应堆堆冷冷却却剂剂压压力力边边界界，包包括括一一回回路路冷冷却却剂剂管管道道和和内内径径大大于于10.4mm的的管管道道，

33、其其失失效效会会引引起起失失水水事事故故的的物项。物项。某些部件虽然也属于反应堆冷却剂压某些部件虽然也属于反应堆冷却剂压力边界，但其失效引起的反应堆冷却剂流力边界，但其失效引起的反应堆冷却剂流失不超出正常补水能力提供的补水量，这失不超出正常补水能力提供的补水量，这类部件可不列入安全类部件可不列入安全1级。级。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.1 安全分级安全分级 12/20/202229核电厂系统和部件的核安全分级 安全安全1级物项的例子有：级物项的例子有：(1)反应堆压力容器；反应堆压力容器；(2)反应堆冷却剂管道；反应堆冷却剂管道；(3)与与反反应应堆

34、堆冷冷却却剂剂管管道道相相连连接接的的内内径径大大于于10.4mm的的管管线线(延延伸伸至至并并包包括括第第二二个隔离阀个隔离阀)；(4)反应堆冷却剂泵属于反应堆冷却剂反应堆冷却剂泵属于反应堆冷却剂压力边界的部分压力边界的部分(如泵壳如泵壳)；第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.1 安全分级安全分级 12/20/202230核电厂系统和部件的核安全分级 (5)控制棒驱动机构耐压壳；控制棒驱动机构耐压壳；(6)稳压器及波动管；稳压器及波动管；(7)稳稳压压器器安安全全阀阀、卸卸压压阀阀及及其其与与稳稳压器相连的管道；压器相连的管道；(8)蒸汽发生器一次侧；蒸汽

35、发生器一次侧；(9)上述各部件的主支承件。上述各部件的主支承件。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.1 安全分级安全分级 12/20/202231核电厂系统和部件的核安全分级2.1.1.2 安全安全2级级 安安全全2级级适适用用于于反反应应堆堆冷冷却却剂剂压压力力边边界界内内不不属属于于安安全全1级级的的小小口口径径部部件件以以及及用用于于防防止止预预计计运运行事件导致事件工况和减轻事故工况后果的物项。行事件导致事件工况和减轻事故工况后果的物项。安全安全2级物项例子有：级物项例子有：(1)属属于于反反应应堆堆冷冷却却剂剂压压力力边边界界的的小小直直径径(DN

36、64或压力或压力温度额定温度额定等级值等级值400的阀门属于的阀门属于RCCM-2级。级。PN64、40、25或额定压力等级数为或额定压力等级数为400、300的阀门属于的阀门属于RCCM-3级。级。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级12/20/202261核电厂系统和部件的核安全分级 按循环载荷分级按循环载荷分级 仅根据安全功能在初步分级时属于仅根据安全功能在初步分级时属于RCCM-3级的承压设备，当受到高循环载荷级的承压设备，当受到高循环载荷时定为时定为RCCM-2级。级。当设备在规定的下述当设备在规定的下述1）到）到3

37、）中压力和）中压力和温度的有效循环总数超过基准循环数时，就温度的有效循环总数超过基准循环数时，就可认为是承受高循环载荷的设备。可认为是承受高循环载荷的设备。10000周次被推荐为基准循环数，周次被推荐为基准循环数，1)+2)+3)10000为高循环载荷。为高循环载荷。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级12/20/202262核电厂系统和部件的核安全分级第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级 1)压力变化的有效数定义：用一定压力幅度的压力变化的有效数定义：用一定

38、压力幅度的变化数乘以按该幅度在表变化数乘以按该幅度在表1查得的系数，随后再对查得的系数，随后再对不同压力变化所得结果求和。不同压力变化所得结果求和。压压力的力的变变化化P（设计压设计压力的力的%）采用的系数采用的系数P20 020P40 0.0540P60 0.260P80 0.580P100 1表表1 压力系数压力系数12/20/202263核电厂系统和部件的核安全分级第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级 2)温度波动的有效数定义：用一定幅度的温度温度波动的有效数定义：用一定幅度的温度变化数乘以按该幅度在下表变化数乘以按该幅

39、度在下表2查得的系数，随后再对查得的系数，随后再对不同温度变化所得结果求和。不同温度变化所得结果求和。压力的变化压力的变化T（或带修正系数的或带修正系数的/h）采用的系数采用的系数T25 025T50 0.250T100 2100T150 5150T200 15200T250 30T250 40表表2 温度系数温度系数12/20/202264核电厂系统和部件的核安全分级第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级 如采用循环过程中的温度的平均变化速度如采用循环过程中的温度的平均变化速度/h，还要乘以下列表还要乘以下列表3的系数，对温度

40、变化速度的系数，对温度变化速度/h进行修正。进行修正。压压力的力的变变化化P（设计压设计压力的力的%）采用的系数采用的系数P20 020P40 0.0540P60 0.260P80 0.580P100 1表表3 温度的平均变化速度所引起的修正系数温度的平均变化速度所引起的修正系数12/20/202265核电厂系统和部件的核安全分级 取以下两个温度变化值的小值，用表取以下两个温度变化值的小值，用表2进行计算进行计算 用表用表2中的温度变化值；中的温度变化值；用温度平均变化速率乘以表用温度平均变化速率乘以表3中的系中的系数后得到数值。数后得到数值。对热交换器一次侧和二次侧的温度变化对热交换器一次侧

41、和二次侧的温度变化应该分别考虑，对于分界面部件取两者之和。应该分别考虑，对于分界面部件取两者之和。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级12/20/202266核电厂系统和部件的核安全分级第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级 3)当设备上有连接不同金属材料热膨胀系数部当设备上有连接不同金属材料热膨胀系数部件的焊缝时，温度变化的有效数是：用一定幅度的件的焊缝时，温度变化的有效数是：用一定幅度的变化数乘以按该幅度在表变化数乘以按该幅度在表4查得的系数，随后对不同查得

42、的系数，随后对不同变化得到的结果求和。变化得到的结果求和。温度的变化（温度的变化（）采用的系数采用的系数T25 050T100 0.2100T150 0.8150T200 2200T250 4T250 8表表4 系数系数12/20/202267核电厂系统和部件的核安全分级 (3)焊缝的焊缝的RCCM等级等级 承压焊缝应与被承压焊接部件的级别相承压焊缝应与被承压焊接部件的级别相同。如果这些部件的级别不一样，则焊缝用同。如果这些部件的级别不一样，则焊缝用较高的一级。较高的一级。若采用机械连接，则机械连接应按支承若采用机械连接，则机械连接应按支承件处理，满足件处理，满足H篇要求。篇要求。不承受压力但

43、对承压设备有影响的焊缝，不承受压力但对承压设备有影响的焊缝，应与受影响设备的级别相同。应与受影响设备的级别相同。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级12/20/202268核电厂系统和部件的核安全分级1级级1级级B篇篇蒸汽发生器二次侧蒸汽发生器二次侧2级级P5Mpa或或T250或高循环载荷或高循环载荷P5Mpa或或T250或高循环载荷或高循环载荷5MPaP250MPaMPa或或250T110T1103级级2级级C篇篇3级级D篇篇常规标准常规标准小型设小型设备备E篇篇非安全级非安全级安全级支承件安全级支承件 采用采用H篇篇堆内构

44、件堆内构件 采用采用G篇篇安全级低、常压贮罐安全级低、常压贮罐 采用采用J篇篇图图1 安全级与规范级的对应关系安全级与规范级的对应关系 12/20/202269核电厂系统和部件的核安全分级 另外，对另外，对RCCM分级，如果制造者出于协调制造等分级，如果制造者出于协调制造等方面的考虑，可以对某些设备的方面的考虑，可以对某些设备的RCCM等级升高或降低，等级升高或降低，制造厂应将此例外通知业主。制造厂应将此例外通知业主。各个各个RCCM等级与各设计分卷对应关系如下：等级与各设计分卷对应关系如下：RCCM-1级，对应于级，对应于RCC-M的的B卷；卷；RCCM-2级，对应于级，对应于RCC-M的的

45、C卷；卷；RCCM-3级，对应于级，对应于RCC-M的的D卷；卷；RCCM的的A4260对应的小设备，应用对应的小设备，应用RCC-M的的E卷；卷；小设备，如容积小于等于小设备，如容积小于等于100升的容器。升的容器。某些小的低压贮存罐，应用某些小的低压贮存罐，应用RCC-M的的J卷。卷。堆内构件，对应于堆内构件，对应于RCC-M的的G篇；篇；支承件，对应于支承件，对应于RCC-M的的H篇。篇。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级12/20/202270核电厂系统和部件的核安全分级 2.3.2 承压设备支承件的承压设备支承件的

46、RCCM等级等级 安全级承压设备支承件属于非承压设备，为安全级承压设备支承件属于非承压设备，为LS级。级。安全级承压设备支承件的安全级承压设备支承件的RCCM等级分为等级分为S1和和S2级，级，对应于对应于RCCM-M的的H册。册。支承件的级别根据被支承设备而定。支承件的级别根据被支承设备而定。1级设备的支承件为级设备的支承件为S1级；级；2级或级或3级设备的支承件为级设备的支承件为S2级。级。当级别不同的两个或两个以上设备或部件共用一个当级别不同的两个或两个以上设备或部件共用一个支承件时，就按要求高的那一个定级。支承件时，就按要求高的那一个定级。支承件与建筑物结构可采用焊接或机械连接，其焊支

47、承件与建筑物结构可采用焊接或机械连接，其焊缝或机械连接件应符合缝或机械连接件应符合H篇规定。篇规定。为了使其产品标准化，制造厂可以提高某支承件的为了使其产品标准化，制造厂可以提高某支承件的等级，此时制造厂应把变动情况通知业主。等级，此时制造厂应把变动情况通知业主。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级12/20/202271核电厂系统和部件的核安全分级 2.3.3 堆内构件的堆内构件的RCCM等级等级 堆内构件属于非承压设备，为堆内构件属于非承压设备，为LS级。级。堆内构件的堆内构件的RCCM等级分为等级分为ES和和EI两类两类

48、 (1)堆芯支承件为堆芯支承件为ES类，它是反应堆压力类，它是反应堆压力容器内支承并固定堆芯的结构或其部件；容器内支承并固定堆芯的结构或其部件；(2)内部构件为内部构件为EI类。它是发生上述堆芯支类。它是发生上述堆芯支承件假想性破坏事故后，用于支承和约束固承件假想性破坏事故后，用于支承和约束固定堆芯燃料组件的那些构件。定堆芯燃料组件的那些构件。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级12/20/202272核电厂系统和部件的核安全分级 把把EI件连接在件连接在ES件上的焊缝应作为件上的焊缝应作为ES件看待。件看待。ES类设备应采用

49、类设备应采用RCC-M的的G册规定。册规定。EI类设备不受类设备不受RCC-M条文制约，除非有明确规条文制约，除非有明确规定，可引用定，可引用G册的适当条文。册的适当条文。2.3.4 其它其它LS级设备级设备 乏燃料装运和贮存设备，应用乏燃料装运和贮存设备，应用FEM(欧洲联盟搬欧洲联盟搬运准则运准则)规定；规定；1E级电气设备，应用级电气设备，应用RCC-E规则；规则；LS级土建结构，应用级土建结构，应用RCC-G规则规则。第第2节节 核电厂系统与部件的核安全等级核电厂系统与部件的核安全等级2.3 设计和制造等级设计和制造等级12/20/202273核电厂系统和部件的核安全分级 质量保证质量

50、保证QA要求分为要求分为3个等级，即个等级，即QA1、QA2、QA3级，以及没有质量保证要求的级，以及没有质量保证要求的QNC级，其级，其QA要要求依次降低。不同的核电站，设备的求依次降低。不同的核电站，设备的QA分级存在一分级存在一定的差异，这主要取决于电站以及用户要求等因素。定的差异，这主要取决于电站以及用户要求等因素。QA等级是以安全级别为依据，并考虑到一些其等级是以安全级别为依据，并考虑到一些其它因素，诸如部件的复杂性、单件产品、新产品等它因素，诸如部件的复杂性、单件产品、新产品等进行分级的。进行分级的。QA1级要求供应方满足所有级要求供应方满足所有IAEA50CQA相当于我国的相当于